автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Анализ и оптимизация характеристик топливных циклов повышенной длительности реакторов ВВЭР

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ХАРАКТЕРИСТИКИ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР, ТЕХНОЛОГИЯ ИХ КОЛИЧЕСТВЕННОЙ ОЦЕНКИ.

1.1. Натуральные и экономические характеристики топливных циклов реакторов ВВЭР.

1.2. Технология получения количественных оценок характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР.

1.3. Верификация технологии получения количественных оценок характеристик ТЦ по данным реальных энергоблоков.

1.3.1 Сопоставление данных по энергоблокам с ВВЭР-1000.

1.3.2. Сопоставление данных по энергоблокам с ВВЭР-440.

Ядерная энергетика России, преодолев период длительной стагнации, вступила в полосу ренессанса. Определены стратегия ее дальнейшего развития [1] и роль в энергетике страны [2-5]. Вводятся и достраиваются новые энергоблоки АЭС, причем подавляющее большинство из них оснащены реакторами типа ВВЭР. Планируется и осуществляется продление на 10-15 лет сроков службы энергоблоков старых поколений (в т.ч. ВВЭР). Актуальность работы.

В настоящее время происходит ввод новых блоков российского производства как в России, так и за рубежом (Чехия, Индия, Китай и т.д.). Этим блокам нужно перспективное топливо с высокими характеристиками безопасности и экономичности. Поэтому улучшение натуральных и экономических показателей топлива для реакторов ВВЭР (при безусловном приоритете соблюдения требований безопасности) было и остается, безусловно, очень актуальной проблемой. В составе постановления правительства РФ "Критические технологии федерального уровня", разделе "безопасность атомной энергетики" отмечена необходимость " овладения в промышленных масштабах ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу ".

В целях улучшения технико-экономических показателей работы АЭС России концерн "Росэнергоатом", начиная с 1998, осуществляет программу "повышение КИУМ", составной частью которой является оптимизация натуральных и экономических характеристик топливных загрузок. Таким образом, задача анализа, моделирования, оптимизации и прогнозирования натуральных и экономических характеристик топливных циклов повышенной длительности для реакторов ВВЭР является действительно актуальной.

Объект исследования.

Объектом исследования являются топливные циклы реакторов ВВЭР ( в частности, циклы повышенной длительности). Предмет исследования.

Предметом исследования являются основные натуральные и экономические характеристики ТЦ реакторов ВВЭР, их изменения при вариациях основных параметров топливной загрузки реактора и вариациях ряда экономических параметров ТЦ. Цель и задачи исследования.

Цель исследования является анализ и обоснование выбора оптимальных натуральных и экономических характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР на основе разработанной и верифицированной методики получения количественных оценок этих характеристик.

Для достижения этих целей необходимо решить следующие промежуточные задачи и достичь следующих промежуточных целей:

1. Разработать и подготовить к применению единую, самосогласованную методику и технологию количественной оценки натуральных и экономических характеристик ТЦ реакторов ВВЭР. Верифицировать эту технологию на доступном материале реальных характеристик работающих АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР- 1000.

2. Проанализировать натуральные и экономические характеристики актуальных и перспективных ТЦ реакторов ВВЭР при вариациях параметров топливных загрузок (обогащения топлива, числа загружаемых кассет), а также при вариациях ряда экономических параметров (структуры затрат на топливо и ремонт).

3. На основе результатов анализа определить оптимальные, с точки зрения какого-либо из параметров (например, КИУМ, максимальной прибыли, а возможно, и других параметров), перспективные ТЦ повышенной длительности для реакторов ВВЭР. Сформулировать рекомендации по конструированию оптимальных ТЦ на сегодняшний день, ближайшую и отдаленную перспективу.

4. Проанализировать натуральные и экономические характеристики работы реакторов ВВЭР-1000 на пониженных параметрах перед перегрузкой. Определить режимы (или интервалы), при которых достигается оптимизация наиболее важных характеристик.

Методы исследования основаны на использовании теории и методов расчета характеристик ядерных реакторов и их топливных загрузок, теоретических основах экономики ТЦ. Краткая характеристика работы.

Диссертация посвящена анализу, моделированию, оптимизации и прогнозированию натуральных и экономических характеристик ТЦ повышенной длительности реакторов ВВЭР. Она состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 84 страницах основного машинописного текста, а также включает 45 рисунков и 9 таблиц. Список использованных источников содержит 51 наименование.

В. Выводы по оптимизации продления работы реактора на сниженных параметрах.

L Натуральные характеристики циклов при работе на сниженных параметрах. По мере снижения мощности улучшаются все натуральные характеристики. Так, среднее выгорание выгружаемого топлива монотонно возрастает, монотонно уменьшается удельный расход природного урана,.

2. КИУМ. При работе на мощностном эффекте реактивности снижение мощности, до определенной величины (примерно 10-15%), не приводит к, уменьшению КИУМ по сравнению с режимом работы без мощностного эффекта реактивности. Следовательно, во всех случаях целесообразно снижать мощность на данную величину. При больших величинах снижении мощности ( около 60%) КИУМ уменьшается .

Экономические характеристики.

Себестоимость. Для рассмотренных топливных циклов величина себестоимости электроэнергии при работе на мощностном эффекте реактивности при любом снижении мощности будет меньше (хотя и ненамного) величины себестоимости в режиме работы без мощностного эффекта. • Прибыль. Для невысоких тарифов (например 19.2 коп/КВт-час, без инвестиционной составляющей), целесообразно снижать мощность на 45-55%. При этом существует максимумом роста прибыли в 3-6%( при AW = 28-33%).

Для высоких тарифов(например 33.15 коп/КВт-час, с инвестиционной составляющей), целесообразно снижать мощность на 30-38%, при этом существует рост прибыли. Кроме того, существует небольшой максимум, примерно 1.0% (при AW= 17-20%).

Таким образом, по мере увеличения тарифа величина, на которую целесообразно снижать мощность при работе на мощностном эффекте реактивности, уменьшается (и приближается к величине снижения мощности, при которой КИУМ не уменьшается).

Рекомендации по оптимизации натуральных и экономических характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР. Для оптимизации экономических характеристик топливных циклов повышенной длительности на реакторах ВВЭР целесообразно рекомендовать следующие меры (Расположим эти рекомендации в порядке убывания получаемого эффекта):

1. Увеличить до максимального (безопасного) предела обогащение топлива, видимо, до 4.5-5.0%. Это позволит увеличить прибыль примерно на 30% по сравнению с обогащением 3.75%.

2. Стремиться к сокращению сроков ППР (по мере возможности) в диапазоне 67-47 суток. При этом реально достичь увеличения прибыли еще на примерно 30%. Изменение сроков ППР по сравнению с базовыми 67 (ВВЭР-1000) сутками приведет к приросту/потере прибыли с темпом 15% на каждые 10 суток сокращения/прироста сроков ППР.

3. Увеличить число загружаемых ТВС (снизить кратность перегрузок). На сегодня кажется разумным снизить кратность перегрузок до уровня примерно 2.3-3. Дальнейшее уменьшение кратности перегрузок может вызвать дополнительные сложности из-за увеличения длительности цикла и трудностей выполнения требований безопасности по ревизии и ремонту оборудования. Хотя изменение числа загружаемых ТВС достаточно слабо влияет на величину прибыли, для реактора ВВЭР-1000 целесообразно использовать максимум в зависимостях прибыли при кратностях перегрузки 2.3-3.0.

Перспективы дальнейших исследований в этой области заключаются в следующем:

1. Целесообразно уточнить полученные оценки себестоимости электроэнергии и прибыли после уточнения зависимости стоимости ТВС либо в относительных единицах, либо в абсолютных единицах (если возможно).

2. Продолжить исследования по топливным циклам по мере дальнейшего внедрения уран- гадолиниевого и , возможно, других новых видов топлива (МОХ) на реакторах ВВЭР.

3. Провести исследования экономической целесообразности использования гадолиния во всех ТВЭЛ (замены всех ТВЭЛ на ТВЭГ).

4. Провести дополнительные исследования (и оптимизацию) топливных циклов реакторов ВВЭР в зависимости от тарифов на электроэнергию.

В заключении считаю своим долгом выразить глубокую благодарность научному руководителю работы - кандидату физико-математических наук В.Ф.Украинцеву за постоянное внимание и помощь в работе. Считаю своим долгом поблагодарить также В.И Орлова и А.С. Махонькова за плодотворную совместную работу, обсуждения и дискуссии.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

По результатам проведенных исследований натуральных, эксплуатационных и экономических характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР можно сделать ряд выводов и сформулировать рекомендации по конструированию перспективных циклов с оптимальными параметрами и характеристиками (более детальное изложение выводов и рекомендаций по каждому из разделов исследований представлено в соответствующих главах).

1. Стратегия развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы РФ на период до 2010 г. Энергетическая стратегия России. М.: ЦНИИАИ. 1996.

2. Концепция развития ядерной энергетики в долгосрочной энергетической политике Российской Федерации. М.: НИКИЭТ. 1994.

3. Роль ядерной энергетики в электроэнергетике России на ближайшую перспективу (до 2010 г.). М.: РНЦ "Курчатовский институт". 1992.

4. Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Пономарев-Степной Н.Н. и др. Требования к атомным станциям XXI в. //Атомная энергия. 2000. т. 88. Вып. 1. С. 314.

5. Кузнецов В.М. Российская атомная энергетика: вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта. М.: Национальный институт прессы, 2000 г.

6. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоиздат. 1982.

7. Овчинников Ф.Я., Голубев JI. И., Добрынин В. Д. и др. Эксплуатационные режимы водо- водяных энергетических ядерных реакторов. М.: Атомиз-дат, 1979.

8. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоиздат. 1984.

9. Доллежаль Н.А. и др. Ядерные энергетические установки, М.: Энергоатомиздат. 1990.

10. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб.: Энергоатомиздат. 1994.

11. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций. М.: Энергоатомиздат. 1999.

12. Безопасность атомных станций. М. -Париж: EDF-Росэнергоатом. 1995.

13. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат. 1989.

14. Томилов М.Ю. Программа интерактивного управления комплексом КАСКАД. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. № 32/1-48-498. М.: 1998.

15. Беляева Е.Д. БИПР-4 Программа для расчета трехмерных полей энерговыделения и выгорания топлива в одногрупповом диффузионном приближении для реакторов типа ВВЭР. Препринт ИАЭ-2093. М.: 1971.

16. Аттестационный паспорт программного средства «Программа БИПР-7Д (версия 1.2)». Регистрационный номер №84 от 18.12.97.

17. Виноградов В.Б., Букринский A.M. и др. Экспериментальные динамические характеристики блока ВВЭР-440. // Проблемы создания и эксплуатации АЭС. Труды ВТИ. вып 11. М.: Энергия. 1977. с.304-311.

18. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. др. Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла //Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып. 5. С. 361-370.

19. Иванов В.И., Рябинин Ю.А. Современное состояние и перспективы внедрения новых топливных циклов на АЭС концерна "Росэнергоатом // Физические проблемы эффективного и безопасного использования ядерных материалов. М.: МИФИ. 2002. с.22-24.

20. Пискарев С.А. Оценка эффективности использования уран-гадолиниевого топлива в водо-водяных реакторах нового поколения // Физические проблемы эффективного и безопасного использования ядерных материалов. М.: МИФИ. 2002. с.98-100.

21. Иванов В.И. Тенденции развития ядерного топливного цикла в России// Бюлл. Ядерного общества. № 5-6. 2000. с.32-34.

22. Украинцев В.Ф., Герасимчук О.Г. Характеристики использования экспериментального топлива в реакторах ВВЭР-1000 //Физические проблемы эффективного и безопасного использования ядерных материалов, М.: МИФИ. 2002. с.105-108.

23. Лозовецкий В.В. Новое о перспективных ядерных реакторах // Атомная техника за рубежом. 2000. № 2. С. 14-19.

24. Новиков В.М., Слесарев И.С., Алексеев П.Н. и др. Атомные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок. М.: Энерго-атомиздат. 1993.

25. Лунин Г.Л., Духовенский А.С., Алексеев П.Н. Некоторые аспекты оптимизации параметров ядерного топлива для ВВЭР. РНЦ "Курчатовский институт". Сайт ГНЦ РФ "Курчатовский институт", www.laboratory.ru

26. Молчанов В.Л. Сравнительные характеристики ядерного топлива реакторов ВВЭР и PWR. //Атом-пресса. № 15. апрель 2002 г.

27. David Concill, Totju Totev Development of a New VVER-440 Fuel Design // The Nuclear Engineering. 1997. V.40. No. 3. p. 52-54.

28. Совершенствование эксплуатации действующих АЭС и новые проекты ALWR. Обзор по зарубежным источникам 1994-1995 гг. М.: ЦНИИАтомин-форм. 1995.

29. Синев Н.М. Экономика атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат. 1987.

30. Маргулова Т.Х. Экономичность и безопасность атомных электростанций. М.: Высшая школа. 1984.

31. Шевелев Я.В., Клименко А.В Эффективная экономика ядерного топливно-энергетического комплекса. М.: РГГУ. 1996.

32. Экономика ядерной энергетики России: экономическая структура, конкурентоспособность, проблемы собственности и инвестиций, экономика зарубежных АЭС // Бюллетень ЦНИИАтоминформ. №7. стр.3-16. 1996.

33. Велихов Е.П. Энергетика XXI в. и Россия. // Энергия. Экономика. Техника. Экология. 1999. № 12. С. 2-9.

34. Калинов В.Ф., Шишков Л.К., Дружинин В.Е. и др. Методика планирования и учета затрат на ядерное топливо на атомных электростанциях с реакторами ВВЭР и РБМК. М.: СПО Союзтехэнерго. 1989.

35. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. М.: Атомиз-дат. 1969.

36. Cournot A.A. Recherches sur les principes les mathematiques de la theorie des richesses. Pari: 1938.

37. Орлов В. В. Экономические критерии эффективности использования ядерного горючего в реакторах. //Препринт ФЭИ-286. Обнинск. 1971.

38. Крамеров А.Я., Шевелёв Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1984. С. 116-119.

39. Канторович Л.В., Горстко А.Б. Оптимальные решения в экономике. М.: Наука. 1972.

40. Орлов В.И., Махонько А.С. и др. Повышение КИУМ и эффективность топливоиспользования на АЭС с ВВЭР. // Межд. Научн.-Техн. Конф. "Безопасность и эффективность атомной энергетики". М.: ВНИИАЭС. "Машмир". 2002. с.56-57.

41. The economics of the nuclear fuel cycle. OECD/NEA. 1994.

42. Экономика ядерного топливного цикла. Агентство по ядерной энергии. М.: 1999.

43. Projected costs of generating electricity. OECD/NEA/IEA. Paris, 1992.

44. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Анализ характеристик топливных циклов повышенной длительности для реакторов ВВЭР // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 3. 2002. с. 88-94

45. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Анализ и прогнозирование экономических характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 3. 2002. с. 95-103.

46. Разработка физической части проекта первой и последующих загрузок с УТВС для вновь вводимых в эксплуатацию блоков с реактором ВВЭР-1000. М.: Отчет РНЦ «Курчатовский институт». инв.№ 32/1-89-499. 1999.

47. Разработка физической части проекта 4-х годичного топливного цикла с ТВСА (подпитка 42 ТВС/год). М.: Отчет РНЦ «Курчатовский институт». инв.№ 32/1-4-401. 2001.

48. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Выбор и обоснование оптимальных режимов работы реакторов ВВЭР-1000 на мощностном эффекте реактивности. // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 1. 2003. с. 57-69.