автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР "КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ"

На правах рукописи УДК 621 039 546

Полисмаков Андрей Александрович

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТ УВЕЛИЧЕНИЯ КАМПАНИИ ТРАСПОРТАБЕЛЬНОГО ВОДО- ВОДЯНОГО РЕАКТОРА МАЛОЙ МОЩНОСТИ

ТИПААБВ

Специальность 05 14 03 -ядерные энергетические установки,включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

Диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва, 2004

Работа выполнена в Российском Научном Центре «Курчатовский институт» (РНЦ «КИ»)

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук

Алексеев Павел Николаевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Глушков Евгений Серафимович

кандидат технических наук Клинов Дмитрий Анатольевич

Ведущая организация: Федеральное Государственное Унитарное

Предприятие «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. Африкантова И.И.»

Защита состоится_в_часов на заседании

диссертационного совета Д 520.009.06.

по адресу 123182, г. Москва, пл. Акад. Курчатова, д. 1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «КИ».

Автореферат разослан_

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор МадеевВ.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы по исследованию характеристик водо-водяных реакторов малой мощности обусловлена потребностью в разработке ядерных энергетических установок для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности, характеризующихся следующими особенностями:

- способностью работать без перегрузки и перестановки топлива в течение достаточно длительного периода времени, выбранного с учетом факторов экономичности станции и энергетической безопасности;

- отсутствием необходимости хранения свежего или отработавшего топлива на площадке атомной станции вне реактора, затруднением несанкционированного доступа к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке атомной станции и транспортировки к месту работы и обратно, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ;

- повышением уровня безопасности, соответствующего масштабу возможного глобального распространения таких установок (что достигается за счет внутренне присущих свойств реактора н широкого применения пассивных систем безопасности), упрощением обслуживания и уменьшением персонала атомной станции.

Целью диссертационной работы является расчетное обоснование предложений по формированию топливных загрузок реактора малой мощности, которые обеспечивают увеличение длительности кампании и снижение запаса реактивности на выгорание.

Достоверность полученных результатов подтверждается:

верификацией разработанного модуля Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 совместно с MCNP и рядом других детерминированных программ, а также по расчетам экспериментов на

сборках 2К-6 и БФС-93-1

сравнением рассчитанных по ПК CONSUL характеристик начального состояния реактора АБВ с результатами расчетов по аттестованным программам,

верификацией комплекса CONSUL по расчетам топливных загрузок и топливных циклов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, критических сборок и вычислительных тестов, сравнением полученных данных с результатами расчетов по аттестованным кодам,

применением комплекса CONSUL для обоснования характеристик модернизированных активных зон реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Научная новизна диссертационной работы состоит: в программной реализации решения уравнения переноса нейтронов балансным методом с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов на границе расчетной ячейки (PSn-метод) для расчета в реальной геометрии критических сборок и малогабаритных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), в использовании PSn-метода для расчета (по программе Structure3D) критической сборки БФС-93-1 и оценке отклонений- расчетных значений от экспериментальных данных,

в результатах сравнительных расчетных исследований влияния топливных композиций (интерметаллид урана, микротопливо, диоксид урана) на длительность кампании и запас реактивности на выгорание для активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ, а также в выборе по результатам данных исследований топливной композиции на основе диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U,

в расчетном обосновании увеличения длительности кампании и минимизации запаса реактивности на выгорание активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе UO2 за счет применения перспективных выгорающих поглотителей:

пленок диборида циркония твэлов с оксидом гадолиния

(Gd2O3) и оксидом эрбия (Ег2О3)

Практическая ценность работы состоит в возможности использования программы Structure3D и результатов диссертации при проектировании ЯЭУ малой мощности, работающих без перегрузки и перестановки топлива в течение всего эксплуатационного периода, затрудняющих несанкционированный доступ к топливу на площадке атомной станции, а также характеризующихся применением пассивных средств для обеспечения безопасности и снижения запаса реактивности на выгорание.

Автором на защиту выносятся следующие положения:

• программная реализация PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), и ее применение для расчета тестовой задачи C5G7, критических сборок Zr-б и БФС-93-1, а также начального состояния профилированного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе UO2,

• результаты расчетных исследований характеристик выгорания реактора типа АБВ с различными видами топлива,

• рекомендации по выбору топливной загрузки для увеличения

кампании реактора типа АБВ более чем в два раза и снижения запаса реактивности на выгорание до величины 2.5-3%,

• оценка влияния диффузионного приближения и гомогенизации на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

Реализация и внедрение результатов работы. Диссертационная работа выполнялась в процессе исследований по соглашению между руководством Камчатской области и ФГУ РНЦ «Курчатовский институт» в рамках работ по изучению возможности размещения в г. Усть-Камчатске

5

ПАТЭЦ ММ «Волнолом» с двумя РУ АБВ-б (Отчет ИЯР/РНЦ КИ, Инв. № 035-410/32 от 28.06.2000).

Программный модуль Structure3D использовался для расчета критического стенда УКС-1М в рамках исследовательской работы по проекту МНТЦ № I486 и для расчета критической сборки БФС-93-1 в работе по проекту МНТЦ № 371.

Личный вклад автора заключается:

1) в создании программы Structure3D и развитии алгоритмов программного комплекса CONSUL,

2) в верификации программы Structure3D по расчетам тестовой задачи -C5G7 и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1, а также в выборе характеристик пространственно-угловой дискретизации для проведения реакторных расчетов по программе Structure3D,

3) в разработке топливных загрузок, которые обеспечивают снижение запаса реактивности на выгорание и увеличение длительности кампании водо-водяного интегрального реактора малой мощности типа АБВ,

4) в оценке влияния процедуры гомогенизации топливных ячеек и ТВС, а также. диффузионного приближения на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора малой мощности типа АБВ.

Апробация работы. Научные результаты и положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях и семинарах: "Физико-технические проблемы ядерной энергетики" (Научная сессия МИФИ-98, Москва 1998); "Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом" (XI семинар по проблемам физики реакторов "Волга-2000" Москва, 2000); "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов" (Нейтроника-2001, Обнинск, 2001), "Advanced Reactors with Innovative Fuels" (Честер, Великобритания, 2001), "Малая энергетика Итоги и перспективы" (Москва, 10-11 октября 2001).

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы из 76 наименований и содержит 148 страниц, 69 иллюстраций, 53 таблицы. Каждая глава состоит из основного текста, разделенного на подпункты, и краткого заключения.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ_

Во введении обосновывается актуальность темы диссертационной работы, формулируется цель, научная новизна и практическая значимость полученных результатов, дается краткое содержание глав работы.

В первой главе, которая носит обзорный характер, представлены

общие тенденции в проектировании реакторов малой мощности и текущее состояние работ в области атомной энергетики малых мощностей, проанализированы достоинства и недостатки петлевой и интегральной компоновок первого контура. Рассматривается возможность использования в реакторах для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности ураноемких видов топлива. Делается краткий обзор выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо энергетических реакторов большой мощности, рассматривается возможность применения топливной композиции на основе и02 для удлинения кампании водо-водяного реактора малой мощности АБВ-6.

Реактор АБВ-6 с тепловой мощностью 38 МВт характеризуется интегральной компоновкой первого контура. Активная зона реактора АБВ содержит 55 ТВС, высота активной зоны составляет 85 см, геометрия ТВС реактора АБВ, по-существу, является укороченной кассетой реактора ВВЭР-440. Внешний диаметр твэлов гладкостержневого типа составляет 9.1 мм. В исходном варианте в качестве топлива предполагается использовать интерметаллид урана (урановые зерна 17% обогащения в циркониевой матрице).

В настоящее время планируется использование реакторов АБВ-6 в составе плавучей АТЭЦ малой мощности «Волнолом». Период

эксплуатации ПАТЭЦ ММ «Волнолом» по проекту составляет 10 лет. В то же время, кампания реактора АБВ-б (с учетом КИМ=0.55) равняется 4.5-5 лет. Промежуточная перегрузка топлива связана с проведением радиационно-опасных работ непосредственно на площадке станции. В диссертационной работе предложено решение данной проблемы посредством удлинения кампании реактора приблизительно в два раза за счет прямой замены топливной композиции прототипа на вид топлива с более высоким содержанием урана без изменения внешнего диаметра твэла и конструкции ТВС.

Существует возможность использовать перспективные виды выгорающих поглотителей для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива. Для энергетических реакторов ВВЭР, PWR, РБМК были разработаны и успешно реализованы выгорающие поглотители, интегрированные непосредственно в таблетку из UO2: пленки диборида циркония, уран-гадолиниевое и уран-эрбиевое топливо.

Для надежности результатов в диссертационной работе расчетные исследования отдельных состояний реактора типа АБВ -с различными топливными композициями выполнялись с использованием ряда вычислительных программ: MCU, UNK, UNKGRO и созданной автором программы Structure3D. Расчеты кампаний реактора типа АБВ различными топливными композициями и выгорающими поглотителями были выполнены программным комплексом (ПК) CONSUL. ПК CONSUL предназначен для определения характеристик ядерных реакторов на основе взаимосогласованных расчетов нейтронных, температурных и изотопных полей. Учитываются все обратные связи, характерные для легководных реакторов. Используются балансный метод расчета характеристик теплоносителя и решение стационарного уравнения теплопроводности в твэле. Усредненные по элементарным ячейкам реактора макроскопические сечения реакций используются на стадии расчета кассет PSn-методом в гексагональной геометрии.

Модернизация активных зон реакторов малой мощности предъявляет ряд требований к методам и программам, которые предназначены для проведения инженерных расчетов Эти требования включают в себя отказ от использования эмпирических коэффициентов, связывающих различные характеристики нейтронного поля, а также от некоторых процедур, например, гомогенизации свойств материалов или фиксированных граничных условий. Для оценки эффектов гомогенизации автором была разработана программа Stгucture3D.

Вторая глава посвящена описанию алгоритма программы Stгuctuгe3D и верификации используемых в работе программы средств. Программа является реализацией PSn- метода решения уравнения переноса нейтронов в транспортном приближении, в реальной геометрии ТВС легководных реакторов и критических сборок. Программа Stгuctuгe3D позволяет проводить расчеты гетерогенных систем в реальной геометрии при изменении шага расположения твэлов, пэлов, каналов ОР СУЗ.

Особенностью программы является предложенная автором модификация уравнения связи PSn-метода между втекающими и вытекающими токами нейтронов для учета линейного изменения полного источника в расчетной ячейке.

Где ^ч0.-0.,~0.!- разность полных источников на^граничных

поверхностях 1 и у, которые в каждой энергетической группе определяются по следующей формуле:

а*=^ф,- + -*ф? + х, I ц*>? _ _.

Вткех^ г

Блок-схема программы Stгuctuгe3D представлена на Рис. 1(6) В основе работы программы лежит расчет односторонних токов и средних потоков в элементарных расчетных ячейках (составляющих топливные блоки, оболочки твэлов, поглощающие элементы и окружающий замедлитель)

Рис. 1 Блок-схема программы Structure3D и ее место в комплексе CONSUL Ее применение в составе программного комплекса CONSUL (см. Рис. 1(а)) позволит отказаться от использования процедуры гомогенизации материалов и диффузионного приближения при проведении расчетов.

Основная расчетная область набирается из расчетных призм, имеющих гексагональное или квадратное сечение (см. Рис. 2). На Рис. 2 (а) представлена пространственная дискретизация для критических сборок типа БФС с различными значениями шага решетки топливных блоков.

(а) (б)

Рис. 2 Пространственная дискретизация (в плане), а) критической сборки БФС-93-1 и б) реактора малом мощности типа АБВ

На Рис 2 (б) представлено пространственное разбиение для реактора малой мощности типа АБВ-б, каждая гексагональная ячейка может иметь собственное разбиение (см Рис. 3)

Рис. 3 Пространственная дискретизация для моделирования гексагональных реакторных ячеек в реальной геометрии Для верификации программы 81гис1иге3Б были проведены расчеты экспериментов на критических сборках /Я-6 и БФС-93-1. Константы для расчетов подготовлены программой вЕТЕЯЛ

Двумерные расчеты критической конфигурации №110 сборки /Я6. Конфигурация насчитывает 625 твэлов и имеет сектор симметрии 30°. Картограмма сборки представлена на Рис. 4 в секторе 60°. Шаг решетки твэлов составляет 1.27 см, в воде отсутствует жидкий поглотитель, диаметр твэла 9 05 мм, внешний радиус топливной таблетки 3 8 мм, обогащение топливной композиции по 235и 4 4%

Рис 4 60° сектор конфигурации № 110 с направлениями X и У, вдоль которых производятся измерения энерговыделения твэлов

На Рис 5 представлены результаты гетерогенного расчета конфигурации № 110 по программе Structure3D, в топливном блоке выделялось 12 точек, в окружающем Замедлителе - также 12 точек, полупространство направлений полета нейтронов разбивалось на 72 угловых сектора

й О Экспвриме [ • Экслериме нт ось V нтось X сь У сьХ /

■ Расчет о /

/

К ■"ч /

N1 **< / >

- - |

О 2 4 I I 10 IX - 14

Номер ряда

Рис 5 Неравномерность энерговыделения при гетерогенном расчете по программе Structure3D В Табл. 1 приведены результаты расчетно-экспериментальных исследований критической конфигурации №110 сборки ZR-6 при различной пространственной и угловой дискретизации в расчетах по программе Structure3D.

Табл. 1 Анализ расчетных отклонений от экспериментальных данных

Характеристики пространственной и угловой дискретизации при нейтронно-физическом расчете конфигурации №110 критической сборки Ъг-6 Отклонение расчетных значений энерговыделения от экспериментальных величин, % Кэфф

Миг Мах ЯМБ*

Гомогенный вариант, 7 точек на ячейку в плане, 36 угловых направлений на полусфере -2 970 4 712 2 208 1 012

Гетерогенный вариант, 24 точки на ячейку в плане 12 точек в блоке и 12 точек в воде, 72 угловых направления на полусфере -2 667 2 884 1 237 1 0025

- среднеквадратичное отклонение

По данным Табл. 1 можно оценить погрешности параметров, вызванные гомогенизацией свойств на уровне ячеек при расчете небольших водородосодержащих систем: они составляют — 0.8% в Кэфф и - 1% в значении среднеквадратичного отклонения поля энерговыделения. В результате насыщения пространственной и угловой дискретизации среднеквадратичное отклонение расчетных значений радиального поля

энерговыделения от экспериментальных величин составляет 1.237%, что практически совпадает с характерной экспериментальной погрешностью макрополей ~ 1%. Отклонение в значении Кэфф находится в пределах неопределенности, рассчитанной из погрешности определения геометрического параметра для двумерных расчетов (0.1 - 0.5%).

Результаты расчетно-экспериментального расхождения нейтронно-физических характеристик твэльной легководной системы ZR-6 показывают приемлемую для современного уровня величину неопределенности их расчетного предсказания по программе Structure3D.

Расчетно-экспериментальньтй анализ критической сборки БФС-93-1. Общая геометрия сборки в плане представлена на Рис. 6(а).

(а) (б)

Рис. б Картограмма стенда БФС и расположение материалов в топливном стержне и ячейке драйвера Сборка включает в себя гексагональную вставку, которая окружена драйвером из 167 топливных стержней (ТС) (см. Рис. 6(6)). Драйвер

окружен отражателем нейтронов. Вмеае они формируют правильную треугольную решетку с шагом 51 мм. Внутренняя вставка представляет собой алюминиевый бак. В баке находятся 397 урановых твэл (UO?, 4 5% по изотопу 3,,и) и 66 стальных имитаторов в виде регулярной треугольной решетки с шагом 1.27 см. Урановые твэлы образуют 12 рядов, а 13 ряд -стальные имитаторы и 6 стальных стяжек.

Основные результаты проведенных по программе Structure3D расчетов сборки БФС-93-1 заключаются в следующем. Значение Кэфф при расчете критического состояния сборки БФС-93-1 составляет 1.00632 и на 0.56% превосходит экспериментальное значение 1.00068- Отклонения коэффициентов неравномерности радиального энерговыделения от соответствующих экспериментальных величин в центральной вставке сборки БФС-93-1 (см. Рис. 7(а)) не превышают 1%, кроме крайнего твэла, в котором отклонение достигает 5.8% ^72); среднеквадратичное отклонение составляет 1.8%.

Ча) (б)

Рис. 7 Радиальное энерговыделение решетки твэлов: (а) во внутренней вставке сборки БФС-93-1 и (б) при размещении твэга (погрешности в пределах эксп. точек) Эффект реактивности при замене стандартного тепловыделяющего элемента на твэл с уран-гадолиниевым топливом (твэг) равен -0 337%, что соответствует соответствующее экспериментальное значение

составляет Отклонения расчетных значений радиального поля

энерговыделенмя решетки тюлов с твэгом от экспериментальных величин в центральной вставке сборки БФС-93-1 (см. Рис. 7(6)) не превышают 2.5%, кроме крайних твэлов (4.9% и 3.6%), твэга (10.2%); среднеквадратичное отклонение 3.2%.

Отклонения в полях энерговыделения и Кэфф обусловлены, в основном, константной погрешностью и неопределенностью геометрических и нейтронно-физических характеристик материалов; погрешность метода решения уравнения переноса проявляется в отклонении энерговыделения крайних твэлов из-за влияния стальной стяжки и в ячейке с твэгом из-за сильных градиентов плотности потока тепловых нейтронов.

PSn- метод решения уравнения переноса нейтронов вполне применим для расчета критических сборок типа БФС-93-1, характеризующихся вариацией шага расположения топливных блоков. Погрешности PSn-метода связаны, в основном, с недостаточной пространственной дискретизацией в областях со значительными градиентами плотности потока тепловых и быстрых нейтронов и, следовательно, с погрешностью в аппроксимации источника рассеяния нейтронов в элементарной расчетной ячейке. Расчеты сборки ZR6 и БФС-93-1 по программе Structure3D с вариацией пространственно-углового разбиения позволяют сделать следующие выводы о достаточности детализации для проведения расчетов водо-водяных реакторов малой мощности PSn-методом:

- 72 угловых направления на полусфере: 12 в плане и 6 в вертикальной плоскости;

- пространственное разбиение в плане: 6 точек в топливном блоке и б в замедлителе;

- пространственное разбиение по высоте: 1см с учетом модели линейного изменения полного источника по расчетной ячейке и при отсутствии гетерогенности в размещении топлива и замедлителя в аксиальном направлении.

В третьей главе проводились расчетные исследования с целью разработать предложения по увеличению кампании реактора типа АБВ-б. Характеристики кампаний реактора АБВ с различными топливными загрузками рассчитывались по программному комплексу CONSUL.

При проведении расчетных исследований предполагалась прямая замена топливной композиции без изменения конструкции ТВС и активной зоны (см. Табл. 2).

Табл. 2 Виды топливных композиций

Топливная загрузка Водо-ураиовое отношение (Н/НМ)

Интерметаллид- 17% 20 3

Интерметаллид -21% 20.3

Микротопливо -21% 27.9

Диоксид урана - 4.4% 4.9

Диоксид урана - 8% 4.9

Из всех рассмотренных видов топлива- интерметаллид с обогащением 17% и 21%, диоксид урана с обогащением 4.4% и 8%, а также микротопливо с обогащением 21 % - лишь топливо на основе UO2 с 8% обогащением по изотопу 23 ^ позволяет удвоить кампанию реактора (см. Рис. 8).

Рис. 8 Кэфф от времени работы для различных видов топлива Кампании активной зоны реаюора с различными топливными композициями характеризуются существенным выбегом реактивности. 17-

22% (исключая загрузку U02 с обогащением 4.4%). В ТВС реактора АБВ-6 количество посадочных мест под стержни СУЗ и СВП достигает 24 (из 127): 12 ячеек под ОР СУЗ и 12 под стержневые выгорающие поглотители. Применяемые в исходной конструкции ТВС борные и гадолиниевые СВП не только обладают достаточно низкой компенсирующей способностью (см. Рис. 8), но и занимают полезное место для твэлов. Низкая эффективность СВП обуславливает использование ОР СУЗ в качестве компенсаторов запаса реактивности на выгорание. Применение топливной композиции на основе UO2 позволяет рассмотреть выгорающие поглотители, интегрированные в топливную композицию. Конструкция ТВС реактора АБВ с топливом из диоксида урана имеет потенциал для модернизации, направленной, во-первых, на увеличение загрузки топлива в реактор и, следовательно, для дополнительного удлинения кампании; и, во-вторых, для снижения выбега реактивности. Модернизация ТВС по сравнению с' конструкцией прототипа - реактора АБВ существенно снижает водо-урановое отношение в кассете - с 20.3 до 3.9 (см. Рис. 9).

Рис. 9 Картограмма ТВС реактора типа АБВ при использовании интегрированных в топливо выгорающих поглотителей При этом загрузка урана в реактор возрастает приблизительно на 25% - с 1967 кг до 2424 кг за счет добавления 6 дополнительных ТВС на периферии активной зоны, добавления 18 твэлов в каждой ТВС вследствие отказа от стержневых выгорающих поглотителей и уменьшения

пал с лотоптлм! или б«э ютмтвля

О Мйш

«я

количества направляющих трубок вдвое. В данном варианте топливной загрузки активная зона содержит 61 ТВС. Конструкция тепловыделяющих элементов соответствуют твэлам ВВЭР-1000. Длительность кампании модернизированной активной зоны реактора типа АБВ-б увеличивается с 2000 эфф. суток до 2550 эфф. суток.

В четвертой главе с целью снижения запаса реактивности на выгорание и выравнивания глубины выгорания различных ТВС проводились расчетные исследования по размещению в активной зоне реактора АБВ-6 выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо на основе UO2 с обогащением 8% по изотопу 2 3 5 ^

Рассматривались следующие выгорающие поглотители, которые размещаются непосредственно в топливе: пленки диборида циркония которые наносятся в виде 20 мкм слоя на боковые поверхности топливных таблеток; уран-гадолиниевое топливо; а также уран-эрбиевое топливо.

Физическое профилирование заключается в неравномерном размещении изотопа 10В (пленки ZгB2 на поверхностях топливных таблеток) и природной смеси изотопов Gd (твэг) в активной зоне. Выбранный по результатам расчетных исследований вариант топливной загрузки (см. Рис. 10(а)) обеспечивает следующие характеристики кампании:

длительность кампании реактора составляет 2400 эфф. суток, с учетом оперативного запаса реактивности (~0.5%) и погрешности расчета (~1%) уменьшается до 2100 суток,

выбег реактивности (требующий компенсации ОР СУЗ) равняется 3%, при самоходе одного из шести приводов СУЗ ввод положительной реактивности составит -0.5% и не превысит эффективной доли запаздывающих нейтронов,

коэффициент неравномерности мощности кассет по кампании реактора не превышает 1.4, что меньше чем соответствующий параметр для прототипа - реактора АБВ - 1.54,

глубина выгорания наиболее энергонапряженной ТВС 41 МВтхсут/кги при среднем выгорании по реактору 37 МВтхсут/кги, остаточная концентрация изотопа |0В в топливе 5-10%, это приводит к уменьшению кампании реактора на 150 эфф. суток. Несмотря на сокращение органов регулирования системы управления и защиты в два раза, вес ОР СУЗ является достаточным для компенсации полного эффекта реактивности, включающего запас реактивности на выгорание (~ 3%), эффект реактивности при отравлении реактора изотопами ь5Хе и П98ш (1.2-1.5%), а также мощностной (~ 0.44%) и температурный (~ 4-5%) эффекты реактивности.

Из анализа Табл. 3 можно сделать вывод, что вес системы ОР СУЗ не только при единичном отказе, но даже при отказе двух приводов больше суммарного эффекта реактивности возникающего в результате полной остановки реактора, уменьшения температуры материалов активной зоны до 300 К и полного распада |35Хе.

Табл. 3 Вес ОР СУЗ в сравнении с суммарным эффектом реактивности

Время Общий Вес одной Общий вес ОР СУЗ

работы Вес ОР решетки минус полный эффект

(сутки) СУЗ(%) (из шести), (%) реактивности, (%)

2 15.29 2.55 6.34

500 15.82 2.64 8.28

1000 16.49 2.75 8.54

1500 17.29 2.88 8.57

2000 17.87 2.98 9.45

2400 18.25 3.04 11.19

Другим возможным решением является применение уран-эрбиевого топлива вместо таблеток с покрытием из диборида циркония. Физическое профилирование в данном варианте заключается в неравномерном размещении Ег20з (гомогенная схема размещения в ТВС) и 0ё103 (гетерогенная схема размещения в виде 12 твэгов) в активной зоне (см. Рис. 10(6)). Расчетные исследования по использованию уран-эрбиевого топлива проводились для петлевой компоновки первого контура реактора типа АБВ-б, который при этом характеризуется снижением подогрева

теплоносителя, и увеличением плотности воды и водо-уранового отношения в активной зоне с 3.9 до 4.1.

(а) (б)

Рис. 10 Профилирование топливной загрузки: а) пленки 2гБ2 и уран-гадолиниевое топливо; б) уран-эрбиевое и уран-гадолиниевое топливо

Выбранный вариант топливной загрузки обеспечивает следующие характеристики топливного цикла:

длительность кампании реактора составляет 2550 суток, с учетом оперативного запаса реактивности (~ 0.5%) и погрешности расчета (-1%) уменьшается до 2300 эфф.суток,

выбег реактивности (требующий компенсации ОР СУЗ) равен 2.7%, коэффициент неравномерности энерговыделения кассет по кампании реактора не превышает 1.5,

глубина выгорания наиболее энергонапряженной ТВС составляет 47 МВтхсут/кти при среднем выгорании по реактору 43 МВтхсут/кги, остаточная концентрация изотопа 167Ег в топливе ~ 10% от начальной, это приводит к уменьшению кампании реактора на 450 эфф. суток, максимальная по кампании линейная тепловая нагрузка составляет 230 Вт/см.

Основные выводы исследований заключаются в том, что для реактора АБВ были сформированы топливные загрузки, которые позволяют существенно снизить запас реактивности на выгорание (с 18% до 2.5-3%); увеличить кампанию реактора до как минимум 2100-2300 .эфф. суток:

снизить неравномерность выгорания ТВС с 1.25 до 1,1. Результаты расчетов кампаний модернизированных топливных загрузок в сравнении с исходным вариантом реактора АБВ с интерметаллидным топливом приведены на Рис. П.

Рис. 11 Изменение Кэфф по кампании для традиционной и модернизированной конструкции реактора типа АБВ Применение диффузионного приближения и гомогенизации не приводит к существенным погрешностям в значении Кэфф и энерговыделений ТВС для активной зоны прототипа. Отчасти это связано с тем, что максимум энерговыделения находится в центре активной зоны.

Однако, ситуация меняется при профилировании реактора. Неравномерное размещение выгорающего поглотителя приводит к смещению максимума энерговыделения в периферийные ТВС, *

Табл. 4 Сравнение Кэфф и неравномерности энерговыделения

Номер ПК CONSUL-Диффузия, Бй-иаигеЗБ

TBC гомогенизация ячеек и ' Гетерогенный

TBC реактора расчет Р872

1 041 0 40

2 0 39 - 0 39

3 0 52 051

4 0 58 0 57

5,6 0 93 0 92

7 101 1 00

8 1 48 148

9,10 1 45 I 46

11 1 36 138

Кэфф 1 0190 1 0314

В Табл 4 приведены значения коэффициентов неравномерности энерговыделения ТВС и Кэфф для варианта топливной загрузки реактора уран-эрбиевым и уран-гадолиниевым видами топлива (см. Рис. 10 (б)), рассчитанные по стандартным программам из ПК CONSUL и по программе Structure3D. Как следует из Табл. 4, отклонение в Кэфф между диффузионным решением и полностью гетерогенным решением достигает 1.2%.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Проведены расчетные исследования кампаний транспортабельного реактора малой мощности типа АБВ-67 (заключающиеся в прямой замене топливной композиции прототипа - интерметаллида урана с обогащением 17% на интерметаллид урана с обогащением 21%, микротопливо с обогащением 21%, а также диоксид урана с обогащением 4.4% и 8%). Из рассмотренных видов топлива - лишь топливо на основе UO2 с 8% обогащением по изотопу 235 U позволяет удвоить кампанию реактора: с 1070 эфф. суток до 2000 эфф. суток.

2. Вместо системы компенсации запаса реактивности на выгорание на основе СВП (стержневых выгорающих поглотителей) для реактора типа АБВ-6 автором рассмотрено применение выгорающих поглотителей интегрированных в топливо на основе диоксида урана. При этом были разработаны топливные загрузки, которые позволяют снизить запас реактивности на выгорание с 18% до 2.5-3%, дополнительно увеличить загрузку топлива в ТВС, а следовательно и кампанию реактора с 2000 эфф. суток до, как минимум, 2100 - 2300 эфф. суток (в зависимости от компоновки первого контура и при увеличении числа ТВС до 61). Размещение выгорающих поглотителей характеризуется следующими особенностями:

- использование двух типов выгорающих поглотителей - быстро-выгорающего оксида гадолиния (GdjOj), который добавляется в

ограниченное число твэлов, и медленно-выгорающего (пленки ZrB2 или Ег2О3), который добавляется одинаково во все твэлы в данной зоне профилирования,

- применение трех радиальных зон профилирования: внешней без медленно-выгорающего поглотителя, средней и внутренней зоны с концентрацией медленно выгорающего поглотителя приблизительно в два раза превосходящей значение в средней зоне.

3. Разработана программа Structure3D, являющаяся реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной трехмерной геометрии критических сборок и ТВ С современных водо-водяных реакторов.

4. Для верификации программы Structure3D были проведены расчеты критических сборок ZR-6 и БФС-93-1. При насыщении пространственно-углового разбиения расчетное значение Кэфф критической конфигурации № 110 сборки ZR6 составляет 1.0025, среднеквадратичное отклонение распределения энерговыделения от экспериментальных данных - 1.237%, максимальное отклонение находится в крайнем твэле и достигает 2.9%.

Расчетное значение критического состояния сборки БФС-93-1 составляет 1.00632; среднеквадратичное отклонение энерговыделения твэлов во внутренней вставке - 1 8%. При замене стандартного твэла твэгом расчетное значение эффекта реактивности составляет - 0.45, соответствующее экспериментальное значение -0.48рэфф. Стандартное отклонение энерговыделения решетки твэлов с твэгом составляет 3.2%. Отклонение в энерговыделении периферийных твэлов составляет 4-6%, в твэле с уран-гадолиниевым топливом -10%.

5. По программе Structure3D был проведен расчет начального состояния реактора типа АБВ с профилированной топливной загрузкой. Константы материалов были подготовлены ячеечной программой GETERA, входящей в программный комплекс CONSUL. При сравнении этих результатов с расчетными данными по ПК CONSUL, можно сделать

следующие выводы: влияние гомогенизации материалов и диффузионного

приближения занижает коэффициент размножения нейтронов

профилированной активной зоны на 1.2%.

СПИСОК РАБОТ. ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ

ДИССЕРТАЦИИ

1. Полисмаков А.А., Алексеев П.Н., Белов Д.Ю., Субботин С.А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов. // Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. М.: МИФИ, 1998, том 4, с. 57-59.

2. Чибиняев А.В., Полисмаков А.А., Алексеев П.Н. Нейтронно-физические характеристики реакторов ВВЭР с твэлами уменьшенного диаметра. // Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом: Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов "Волга-2000". М.: МИФИ, 2000, с. 7073.

3. Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Характеристики 8-годичной кампании реактора типа АБВ // Сборник трудов научной сессии МИФИ-2001. Том 8. Молекулярная физика. Нетрадиционная энергетика. Ядерная энергетика. М.: МИФИ, 2001, с.97-98.

4..Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Оптимизация топливной загрузки реактора типа АБВ. // Малая энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы докладов Международного семинара. 10-11 октября 2001, М.: Издательство ОАО "Малая энергетика". 2001, с. 72.

5. Polismakov A.A., Tsibulsky V.F., Chibinyaev A.V., Alekseev P.N.

Advanced fuel cycle for long-lived core of small-size light water reactors of ABVtype. // Advanced Reactors with Innovative Fuel "ARWIF-2001": . Workshop Proceedings, Chester, UK, October 2001. NEA/OECD 2002, pp. 287-292.

6 Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method. // Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132-134.

7. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В., Цибульский В.Ф., Алексеев П.Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т) / Препринт ИАЭ-6272/4, М., 2003.

8. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС. / Препринт ИАЭ-6297/4, М., 2003.

Подписано в печать 09.11.04. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 2,5 Тираж 135. Заказ 72. Индекс 3624 Отпечатано в РНЦ "Курчатовский институт" 123182, Москва, пл. Академика Курчатова

$2 2 360

РНБ Русский фонд

2005-4 21419

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР РЕАКТОРОВ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ГРАЖДАНСКИХ ф ЦЕЛЕЙ. НАКОПЛЕННЫЙ ОПЫТ И ПУТИ РАЗВИТИЯ.

1.1. Энергетическая система на базе транспортабельных ядерных реакторов

1.2. Проектирование и эксплуатация реакторов малой мощности.

1.2.1. Электроснабжение и теплофикация.

1.2.2. Судовые установки.

1.2.3. Проекты реакторов с интегральной компоновкой первого контура.

1.2.4. Выбор компоновки первого контура и топливной композиции при проектировании энергетических реакторов малой мощности.

1.3. Опыт применения выгорающих поглотителей интегрированных в топливо энергетических реакторов.

1.3.1. Уран-гадолиниевое и уран-эрбиевое топливо.

1.3.2. Диборид циркония.

1.3.3. Размещение поглотителя в активной зоне.

1.4. Программы и методы.

1.4.1. Программы для расчета отдельных состояний реактора.

1.4.2. Программный комплекс CONSUL.

1.4.3. PSn метод расчета нейтронов.

2. ПРОГРАММА STRUCTURE3D ДЛЯ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ В РЕАЛЬНОЙ ГЕОМЕТРИИ ГЕТЕРОГЕННЫХ СИСТЕМ.

Ф 2.1. Краткая характеристика программы Structure3D.

2.1.1. Структурная схема.

2.1.2. Особенности пространственного разбиения.

2.2. Двумерный расчет тестовой задачи C5G7.

2.2.1. Описание тестовой задачи C5G7.

2.2.2. Результаты двумерных расчетов.

2.3. Расчет конфигурации № 110 критической сборки ZR-6.

2.3.1. Описание конфигурации № 110.

2.3.2. Результаты расчетов конфигурации №110.

2.4. Расчетно-экспериментальный анализ критической сборки БФС-93-1.

2.4.1. Общая геометрия сборки.

2.4.2. Особенности пространственно-угловой дискретизации при проведении трехмерных расчетов PSn-методом.

2.4.3. Сравнение расчетных результатов с экспериментальными данными.

3. ВАРИАЦИИ КОМПОНОВКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА АБВ ДЛЯ УВЕЛИЧЕНИЯ ДЛИТЕЛЬНОСТИ КАМПАНИИ.

3.1. Расчетная модель реактора типа АБВ.

3.2. Применение различных топливных композиций без изменения конструкции ТВС и активной зоны в целом.

3.2.1. Параметры топливных композиций.

3.2.2. Длительность кампании и выбег реактивности.

3.2.3. Состав выгружаемого топлива.

3.2.4. Топливоиспользование.

3.3. Модернизация активной зоны с топливом на основе диоксида урана.

3.3.1. Увеличение количества ТВС в реакторе.

3.3.2. Увеличение загрузки твэлов в ТВС.

3.3.3. Характеристики модернизированной активной зоны.

4. ПРОФИЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРА ТИПА АБВ РАЗМЕЩЕНИЕМ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ВЫГОРАЮЩИХ ПОГЛОТИТЕЛЕЙ.

4.1. Характеристики кампаний с уран-гадолиниевым топливом.

4.1.1. Схемы профилирования.

4.1.2. Результаты вариантных расчетов.

4.2. Характеристики кампаний с пленками диборида циркония.

4.2.1. Схемы профилирования.

4.2.2. Результаты вариантных расчетов.

4.2.3. Использование двух поглотителей: пленок диборида циркония и твэгов.

4.2.4. Коэффициенты и эффекты реактивности.

4.3. Характеристики кампаний с уран-эрбиевым топливом.

4.3.1. Схемы профилирования.

4.3.2. Применение двух выгорающих поглотителей: оксида эрбия и оксида гадолиния.

4.3.3. Значения коэффициентов неравномерности энерговыделения.

4.3.4. Влияние диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

4.4. Влияние физического профилирования топливной загрузки на характеристики кампании реактора.

В настоящее время в России и за рубежом предложено множество проектов атомных станций малой мощности, которые отличаются как по типу реакторов, так и по уровню единичной мощности энергоблока. Среди них особое место занимают проекты реакторов с водой под давлением судового типа. Ведущие разработчики проектов - ОКБМ или НИКИЭТ, научные руководители - ФЭИ или РНЦ «Курчатовский институт». Эти проекты используют апробированную реакторную технологию и обширную базу знаний, в основе которых - большой опыт создания и эксплуатации реакторов-прототипов на судах гражданского и военно-морского флота. Демонстрационные образцы плавучих энергоблоков (ПЭБ) могут быть созданы в России в ближайшее время.

Активные зоны ледокольных реакторов были разработаны для режимов работы с частым и глубоким маневрированием мощностью. В частности, в связи с этим в реакторах ледоколов применяется интерметаллидное топливо с существенно большей теплоемкостью и теплопроводностью, чем у диоксида урана. Применение интерметаллидного топлива успешно решило задачу эксплуатации транспортных реакторов в условиях большой энергонапряженности активных зон и довольно существенных эффектов реактивности, сопровождающих резкие изменения мощности [1]. Однако малая, по сравнению с U02, концентрация урана в топливной композиции может считаться ее недостатком, ограничивающим длительность кампании активной зоны.

Есть основания считать, что режимы эксплуатации атомных станций малой мощности будут более стабильными, чем транспортных ЯЭУ. Существует возможность работы реакторов малой мощности в номинальном режиме при условии системного подхода к использованию энергии атомной станции малой мощности (АС ММ). Под системным подходом понимается применение различных схем когенерации и производства пресной воды наряду с электроснабжением, а также энергоснабжение промышленных предприятий, действующих в круглосуточном режиме [2,3]. Особый интерес вызывает в будущем производство водорода, которое может использоваться для стабилизации режима работы энергоблока.

Применение диоксида урана позволяет рассматривать возможность использования выгорающих поглотителей, размещенных непосредственно в топливной композиции для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива. Цель их использования в тепловых реакторах малой мощности состоит в минимизации запаса реактивности (до уровня оперативного запаса на регулирование), зарезервированного на органах регулирования системы управления и защиты в рабочем состоянии реактора [4].

Это дает стимул к разработке активных зон с удлиненной кампанией для существующих и проектируемых корпусных водо-водяных реакторов (с давлением теплоносителя в первом контуре ~ 10-15 МПа). При этом предполагается исследование факторов, влияющих на нейтронно-физические параметры реактора в процессе выгорания: обогащение топлива, водо-урановое отношение, выбор и размещение выгорающих поглотителей в условиях большой утечки нейтронов из активной зоны по сравнению с крупными коммерческими водо-водяными реакторами.

Исследование характеристик кампаний перспективных реакторов на тепловых нейтронах связано с развитием детерминистических методов решения уравнения переноса в реальной геометрии активной зоны и отражателя, так как инженерные подходы, как правило, основываются на механизме гомогенизации и дальнейшем решении диффузионного уравнения. При этом точность расчета, как правило, является недостаточной. Для повышения точности расчета конкретной установки инженерными методами требуются дополнительные подгоночные параметры, основанные на реакторных измерениях.

Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме активной зоны современных ядерных реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей. В данной работе рассматривается метод расчета реактора, основанный на решении уравнения переноса в реальной геометрии отдельных кассет и синтезе общего решения посредством углового распределения плотности потока нейтронов на граничных поверхностях ТВС.

Целью диссертационной работы является: 1) создание программы Structure3D [5] и развитие алгоритмов программного комплекса CONSUL [6],

2) верификация программы Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 [7] и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1 [8], а также выбор характеристик пространственно-угловой дискретизации для проведения реакторных расчетов по программе Structure3D,

3) разработка топливных загрузок, которые обеспечивают снижение запаса реактивности на выгорание и увеличение длительности кампании водо-водяного интегрального реактора малой мощности типа АБВ [9,10],

4) оценка влияния процедуры гомогенизации топливных ячеек и ТВС, а также диффузионного приближения на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора малой мощности типа АБВ.

Актуальность работы по исследованию характеристик водо-водяных реакторов малой мощности обусловлена потребностью в разработке ядерных энергетических установок для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности, характеризующихся следующими особенностями:

- способностью работать без перегрузки и перестановки топлива в течение достаточно длительного периода времени, выбранного с учетом факторов экономичности станции и энергетической безопасности;

- отсутствием необходимости хранения свежего или отработавшего топлива на площадке атомной станции вне реактора, затруднением несанкционированного доступа к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке атомной станции и транспортировки к месту работы и обратно, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ;

- повышением уровня безопасности, соответствующего масштабу возможного глобального распространения таких установок (что достигается за счет внутренне присущих свойств реактора и широкого применения пассивных систем безопасности), упрощением обслуживания и уменьшением персонала атомной станции.

Научная новизна диссертационной работы состоит: в .лрограммной реализации решения уравнения переноса нейтронов балансным методом с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов на границе элементарной ячейки (PSn-метод [12]) для расчета в реальной геометрии критических сборок и малогабаритных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), в использовании PSn-метода для расчета (по программе Structure3D) критической сборки БФС-93-1 [13] и оценке отклонений расчетных значений от экспериментальных данных, в результатах сравнительных расчетных исследований влияния топливных композиций (интерметаллид урана, микротопливо, диоксид урана) на длительность кампании и запас реактивности на выгорание для активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ, а также в выборе по результатам данных исследований топливной композиции на основе диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U, в расчетном обосновании увеличения длительности кампании и минимизации запаса реактивности на выгорание активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе UO2 за счет применения перспективных выгорающих поглотителей: пленок диборида циркония (ZrB2), твэлов с оксидом гадолиния (Gc^Cb) и оксидом эрбия (Ег20з).

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы при проектировании транспортабельных энергетических реакторов малой мощности, работающих без перегрузки и перестановки топлива в течение всего эксплуатационного периода, затрудняющих несанкционированный доступ к топливу на площадке атомной станции и характеризующихся применением пассивных средств для обеспечения безопасности и снижения запаса реактивности на выгорание.

Содержание диссертационной работы изложено в четырех главах. В первой главе, которая носит обзорный характер, представлены общие тенденции в проектировании реакторов малой мощности и текущее состояние работ в области атомной энергетики малых мощностей. Рассматривается возможность использования в реакторах для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности топливной композиции на основе UO2. Делается краткий обзор выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо энергетических реакторов большой мощности: оксида гадолиния, оксида эрбия и пленок диборида циркония.

В данной главе также приводится обзор программ и методов, которые используются при проведении нейтронно-физических расчетов в данной работе. Представлено краткое описание программного комплекса CONSUL, предназначенного для расчета физики реактора на основе взаимосогласованных распределений нейтронных, изотопных и температурных полей и, в частности, приведены основные формулы PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов, который используется в составе комплекса CONSUL для расчета ТВС реакторов в гексагональной геометрии гомогенных топливных ячеек.

Во второй главе кратко излагается содержание модуля Structure2D/3D, являющийся программной реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов. Далее приводятся результаты двумерных расчетов тестовой задачи C5G7 [7] и критической сборки Zr-6(no версии Structure2D), а также трехмерного расчета сборки БФС-93-1 (по версии Structure3D) [8] в сравнении с экспериментальными данными, а также рассматриваются недостатки процедуры гомогенизации свойств на примере расчета конфигурации №110 критической сборки ZR-6.

В третьей главе приводятся результаты вариантных расчетов по программному комплексу CONSUL характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора с тепловой мощностью 40 МВт (типа АБВ) при использовании различных топливных композиций без изменения конструкции ТВС и реактора в целом. По результатам сравнения длительности кампаний для нескольких топливных композиций делается выбор в пользу диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U.

В этой главе также проводится модернизация ТВС и активной зоны в целом включающая в себя следующие этапы: отказ от использования стержневых выгорающих поглотителей, уменьшение вдвое органов регулирования системы управления и защиты реактора и добавление 6 ТВС на периферию активной зоны.

Четвертая глава посвящена исследованию топливных загрузок реактора типа АБВ с неравномерным размещением перспективных выгорающих поглотителей в топливной композиции на основе UO2 для минимизации запаса реактивности на выгорание и снижения неравномерности выгорания различных ТВС. Расчетные исследования в этой главе выполнены с использованием программного комплекса CONSUL.

В данной главе проводится сравнение характеристик начального состояния профилированного реактора типа АБВ с топливом из диоксида урана, полученных с использованием модулей ПК CONSUL (т.е. диффузионного приближения с гомогенизацией топливных ячеек и ТВ С) с расчетными данными по программе Structure3D (гетерогенный расчет PSn-методом в транспортном приближении).

Автором на защиту выносятся следующие положения:

• программная реализация PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов (программа Structure3D); и ее применение для расчета тестовой задачи C5G7, критических сборок Zr-б и БФС-93-1, а также начального состояния профилированного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе U02,

• результаты расчетных исследований характеристик выгорания реактора АБВ 6 с различными топливными композициями,

• рекомендации по выбору топливной загрузки для увеличения кампании реактора типа АБВ более чем в два раза и снижения запаса реактивности на выгорание до величины 2.5-3%,

• оценка влияния диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

Достоверность полученных результатов подтверждается: верификацией разработанного модуля Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 совместно с MCNP и рядом других детерминированных программ, а также по расчетам экспериментов на сборках ZR-6 и БФС-93-1, сравнением рассчитанных по ПК CONSUL характеристик начального состояния реактора АБВ с результатами расчетов по аттестованным программам, верификацией комплекса CONSUL по расчетам топливных загрузок и топливных циклов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, критических сборок и вычислительных тестов, сравнением полученных данных с результатами расчетов по аттестованным кодам, применением комплекса CONSUL для обоснования характеристик модернизированных активных зон реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Личное участие автора заключается: в создании программного модуля Structure3D (в двух модификациях) в составе программного комплекса CONSUL для трехмерного расчета в реальной геометрии: а) критических сборок типа БФС-93-1 с изменением шага расположения топливных блоков и б) реакторов малой мощности (типа АБВ); в подготовке расчетной модели и в проведении по ПК CONSUL расчетных исследований характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора (типа АБВ) для топливных загрузок с различными топливными композициями и схемами расположения перспективных выгорающих поглотителей; в разработке предложений по выбору топливной загрузки и схемы размещения выгорающих поглотителей для увеличения кампании и снижения запаса реактивности на выгорание; в проведении по программе Structure3D расчетов начального состояния реактора типа АБВ и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1; в оценке влияния процедуры гомогенизации материалов и диффузионного приближения на результаты расчета начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

По теме диссертации опубликованы следующие работы:

1. Полисмаков А.А., Алексеев П.Н., Белов Д.Ю., Субботин С.А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов. // Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. Часть 4. Физико-технические проблемы ядерной энергетики. М.: МИФИ, 1998, с. 57-59.

2. Чибиняев А.В., Полисмаков А.А., Алексеев П.Н. Нейтронно-физические характеристики реакторов ВВЭР с твэлами уменьшенного диаметра. // Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом: Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов "Волга-2000". М.: МИФИ, 2000, с. 70-73.

3. Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Характеристики 8-годичной кампании реактора типа АБВ // Сборник трудов научной сессии МИФИ-2001. Том 8. Молекулярная физика. Нетрадиционная энергетика. Ядерная энергетика. М.: МИФИ, 2001, с. 97-98.

4. Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Оптимизация топливной загрузки реактора типа АБВ. // Малая энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы докладов Международного семинара. 10-11 октября 2001, М.: Издательство ОАО "Малая энергетика", 2001, с. 72.

5. Polismakov А.А., Tsibulsky V.F., Chibinyaev A.V., Alekseev P.N. Advanced fuel cycle for long-lived core of small-size light water reactors of ABV type. // Advanced Reactors with Innovative Fuel "ARWIF-2001": Workshop Proceedings, Chester, UK, October 2001. NEA/OECD 2002, pp. 287-292.

6. Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method. // Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132-134.

7. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Цибульский В.Ф., Алексеев П.Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т) / Препринт ИАЭ-6272/4, М., 2003.

8. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС. / Препринт ИАЭ-6297/4, М., 2003.

Апробация работы. Научные результаты и положения диссертации докладывались и обсуждались на российских и международных конференциях и семинарах: "Физико-технические проблемы ядерной энергетики" (Научная сессия МИФИ-98, Москва 1998); "Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом" (XI семинар по проблемам физики реакторов "Волга-2000"); "Ядерная энергетика" (Научная сессия МИФИ-2001, Москва 2001); "Advanced Reactors with Innovative Fuels" (Честер, Великобритания. 2001); "Малая энергетика. Итоги и перспективы" (Москва, 10-11 октября 2001).

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Проведены расчетные исследования кампаний транспортабельного реактора малой мощности типа АБВ-67 (заключающиеся в прямой замене топливной композиции прототипа - интерметаллида урана с обогащением 17% на интерметаллид урана с обогащением 21%, микротопливо с обогащением 21%, а также диоксид урана с обогащением 4.4% и 8%). Из рассмотренных видов топлива - лишь топливо на основе U02 с 8% обогащением по изотопу 235U позволяет удвоить кампанию реактора: с 1070 эфф. суток до 2000 эфф. суток.

2. Вместо системы компенсации запаса реактивности на выгорание на основе стержневых выгорающих поглотителей для реактора типа АБВ с топливом на основе U02 автором предложено применение интегрированных в топливо выгорающих поглотителей. При этом были разработаны топливные загрузки, которые позволяют не только снизить запас реактивности на выгорание с 18% до 2.5-3%, но и дополнительно увеличить загрузку топлива в ТВС, а следовательно и кампанию реактора с 2000 эфф. суток до 2100 - 2300 эфф. суток (в зависимости от компоновки первого контура и при увеличении числа ТВС до 61). Размещение выгорающих поглотителей характеризуется следующими особенностями: применением трех радиальных зон профилирования и двух типов выгорающих поглотителей - быстро-выгорающего оксида гадолиния (GCI2O3), который добавляется в ограниченное число твэлов, и медленно-выгорающего (пленки ZrB2 или Ег203), который добавляется одинаково во все твэлы в данной зоне профилирования.

3. Разработана программа Structure3D, являющаяся реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной трехмерной геометрии критических сборок и ТВС современных водо-водяных реакторов.

4. Для верификации программы Structure3D были проведены расчеты критических сборок ZR-6 и БФС-93-1. При насыщении пространственно-углового разбиения расчетное значение Кэфф критической конфигурации № 110 сборки ZR6 составляет 1.0025, среднеквадратичное отклонение - 1.237%, максимальное отклонение находится в крайнем твэле и достигает 2.9%. Расчетное значение Кэфф критического состояния сборки БФС-93-1 составляет 1.00632; среднеквадратичные отклонения энерговыделения твэлов во внутренней вставке - 1.8% и 3.2% (для сборки твэлов с твэгом). Отклонение в энерговыделении периферийных твэлов составляет 4-6%, в твэле с уран-гадолиниевым топливом - 10%.

5. По программе Structure3D был проведен расчет начального состояния реактора типа АБВ с профилированной топливной загрузкой. Константы материалов были подготовлены ячеечной программой GETERA. При сравнении результатов расчета по программе Structure3D с расчетными данными по ПК CONSUL можно сделать следующий вывод: гомогенизация материалов активной зоны и диффузионное приближение приводит к снижению Кэфф на 1.2%, что, однако, не повлияет на основные выводы диссертационной работы.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю П.Н. Алексееву.

Автор считает своим долгом поблагодарить А.В. Чибиняева, В.Ф. Цибульского, а также весь коллектив Отдела Концептуальных Физико-Технических Исследований ИЯР РНЦ КИ за благоприятную рабочую атмосферу и помощь в работе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В диссертационной работе проведен обзор значительного числа сооруженных и находящихся в стадии проектирования реакторов малой мощности, который позволяет сделать следующие выводы:

-эксплуатация основного оборудования реакторов малой мощности в стационарном режиме с удлиненной кампанией активной зоны способствует использованию интегральной компоновки первого контура и применению топливной композиции на основе диоксида урана;

-применение диоксида урана позволяет использовать для компенсации запаса реактивности на выгорание выгорающие поглотители, интегрированные в топливную композицию,

-по сравнению со стержневыми выгорающими поглотителями, они дают возможность увеличить загрузку топлива и реализовать разнообразные схемы размещения поглотителя (физического профилирования) в активной зоне, скомпонованной из кассет и твэлов современных водо-водяных энергетических реакторов.

1. Макаров В.И., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Митенков Ф.М., Панов Ю.К., Полуничев В.И., Яковлев О.А. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок гражданских судов. // Атомная энергия 2000 г., том 89, вып. 3, стр. 179-188.

2. Kupitz J., Cleveland J. Overview of global development of advanced nuclear power plants and the role of the IAEA. // In proceedings of Global'99, Aug.29-Sept.03, 1999, Jackson Hole, USA.

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. / Уточненная редакция с учетом замечаний Правительства РФ от 25.05.2000г., протокол №17. М.: МИНАТОМ 2000.

4. Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В. CONSUL- программа уточненного комплексного расчета ядерного реактора // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. 1995, вып.З, с. 29-32.

5. Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method./ Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132-134.

6. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Алексеев П.Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС / Препринт ИАЭ-6297/4. М. 2003.

7. Чибиняев A.B. Разработка инженерных методов и программ уточненного расчета нейтронно-физических характеристик реакторов водо-водяного типа. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М. : РНЦКИ 1996.

8. Kochetkov A., Rozhikhin Ye., Tsiboulia A. Experiments in Support of МОХ Fuel Disposal Program in VVER. // Proc. of Global'2003 ANS/ENS International Winter Meeting. New Orleans, Louisiana. November 16-20.

9. Полисмаков A.A., Алексеев П.Н., Белов Д.Ю., Субботин С.А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов.// Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. М.: МИФИ, 1998 г., том 4, стр. 57-59.

10. Baranaev Yu.D., Dolgov V.V., Sergeev Y.A. Activities in the field of small nuclear power reactors.//Nuclear Engineering and Design, 173 (1-3), 1997, pp. 159-166.

11. Цыканов В.А., Чечеткин Ю.В., Кормушкин Ю.П. и др. Опытная станция теплоснабжения на базе реактора АРБУ С.// Атомная энергия 1981г., том 50, вып.6, стр. 376-381.

12. Dolgov V.V. et al. Bilibinskaja nuclear power plant: 23 years operation in the specific conditions of the Russian Far North-East.// Nuclear Engineering and Design, 173 (13), 1997, pp. 87-89.

13. Воронков M.E., Глюза A.T., Сергеев Ю.А., Чаховский В.М., Яковлев Б.В. Автономная маневренная АТЭЦ малой мощности с аккумулятором теплоты.// Атомная энергия 1983г., том 55, вып. 1, стр. 19-22.

14. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика. Пути развития. // Энергия, 2004 г., № 1, стр. 3-9.

15. Сойгин М.Р., Гусев А.Б., Лабинский Ю.В., Солнцев Н.В. Судовые ядерные реакторы. Д.: Судостроение, 1967.

16. Митенков Ф.М. Перспективы использования корабельных реакторных установок. // Атомная энергия, 1994г., том 76, вып. 4, стр. 318-325.

17. Головизнин A.M., Кузнецов В.А., Пологих Б.Г., Следзюк А.К., Хлопкин Н.С., Цыганков JI.C. Судовые ядерные энергетические установки. М.:Атомиздат,1976.

18. Беляев А.А., Кураченков А.В., Панов Ю.К., Самойлов О.Б. Атомные энерго -источники на базе реакторов с интегральной компоновкой оборудования. // Атомная энергия, 1997г., том 83, вып.6, стр. 406-415.

19. Achkasov A.N., Grechko G.I., Shishkin V.A. Nuclear steam supply system with an integral nuclear reactor for a floating NPP. // Nuclear Engineering and Design, 173 (13), 1997, pp. 193-199.

20. Алексеев В.И., Морозов O.A., Преображенский Д.Г., Самойлов О.Б., Макаров В.И., Хлопкин Н.С. Оптимизация топливного цикла ПЭБ на базе реактора KJIT-40C.// Малая Энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы международного семинара. Москва 2001. стр. 22-23.

21. Митенков Ф.М., Яковлев О.А., Полуничев В.И., Панов Ю.К., Рукша В.В., Головинский С.А., Кашка М.М. Перспективы использования ЯЭУ на коммер-ческих судах севера России. // Атомная энергия, 2003г., том 94, вып. 4, стр. 255-262.

22. Сидоренко В.А. Водо-водяные реакторы в ядерной энергетике страны. // Атомная энергия. 1977, том 43, вып. 5, 325-336.

23. Горский В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR. Атомная техника за рубежом, 2000 №7, с.3-8.

24. Van Den Eynde M., Belvegue P. FBFC's gadolinium fuel assembly manufacturing experience. // Proceedings of the International Topical Meeting (TOPFUEL'99), 13-15 February, France, pp. 434-438.

25. Asou M. et.al. A Review of Some Rare Earths as Burnable Absorbers for PWR Core Control./ Tansactions of International KTG/ENS Topical Meeting on Nuclear Fuel (TOPFUEL'95), Wurzburg, Germany, March 12-15, 1995. Vol. 2, pp. 75-78.

26. Thornton T.A., Ewanich J.A., Lagedrost J., Eldridge E.A. Thermal conductivity of sintered urania-gadolinia. // Transactions of American Nuclear Society, 1982, vol. 43, pp. 348-349.

27. Alvarez M.T., Hirai M., Wiesenak W. Analysis of the Thermal Behaviour of Gd-bearing Fuel in IFA-515.10 / OECD Halden reactor project, HWR-470, April 1996.

28. Hartley K.D., Lindenmeier C.W., Robinson A.H. Gadolinia Particle Depletion in Fuel Rod.// Transactions of American Nuclear Society, 1983, vol.44, pp.526-527.

29. Махова В.А., Семеновская И.В. Использование редкоземельных элементов в качестве выгорающих поглотителей для реакторов Р WR во Франции.// Атомная техника за рубежом. 1997, №11, с. 3-7.

30. Asou М. et.al. Assessment of Erbium as Candidat Burnable Absorber for Future PWR operating Cycles. / Transactions of International KTG/ENS Topical Meeting on Nuclear Fuel (TOPFUEL'95), Wurzburg, Germany, March 12-15, 1995. Vol. 2, 79-84.

31. Jonsson A. The erbium burnable absorber // Transactions of American Nuclear Society, 1995, vol. 73, pp. 376-377.

32. Orr W., McClinton D. International conference on Nuclear Engineering, 1985, v.30, № 374, pp. 53-55.

33. Cunningham S., Radford KM Keller H., Materials development and irradiation testing of a boride integral fuel burnable absorber. // In proceedings ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performing, 1985, vol. 2, pp. 5/1-5/11.

34. Mecir V., Durdak Zd., Ernst D., Dvorak P. Temelin NPP experience vith VVANTAGE-6 Fuel Assemblies. // Nuclear Fuel for Today and Tomorrow (TOPFUEL-2003). Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003.

35. Пономарев-Степной H.H., Глушков E.C. Профилирование ядерного реактора. -М.: Энергоатомиздат, 1988. 240 с.

36. Abagian L.P., Alekseev N.I., Bryzgalov V.I. et al. MCU Monte-Carlo Code for Nuclear Reactor Calculations Verification / RRC Kurchatov Institute, Preprint IAE-5751/5, 1994.

37. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора / Препринт ИАЭ-6083/4. М. 1998.

38. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Метод характеристик со стохастическим выбором угловых направлений. // Математическое моделирование, 2003 г. том 15, №8, стр. 75-87.

39. Захарко Ю.А., Прошкин А.А. и др. Описание методики и программы TEGAS для расчета поведения твэлов энергетических реакторов / Препринт ИАЭ-4945/4. М. 1989.

40. Belousov N., Bychkov S., Marchuk Yu. et.al. The Code Getera for Cell and Polycell Calculation. Modes and Capabilities. //Proceedings of ANS Topical Meeting on Advances in Reactor Physics. March 8-11, 1992, Charleston USA.Vol. 2, pp. 516-518.

41. Хромов B.B., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Решение переноса нейтронов в средах с ячеечными структурами методом объемных и поверхностных балансов.// ВАНТ, сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1988, вып. 4.

42. Чибиняев А.В., Цибульский В.Ф. Балансный метод решения уравнения переноса с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов (PSn-метод)./Препринт ИАЭ-4988/4. М. 1989.

43. Чибиняев А.В. Решение уравнения переноса в гексагональной геометрии диффузионным и PSn-методом / Препринт ИАЭ-5392/4. М. 1991.

44. Лалетин Н.И. О некоторых проблемах ядерной энергетики. Анализ нейтронно-физического инструментария.// ВАНТ, сер. Физика ядерных реакторов. 1994, вып.4, с. 3-10.

45. Давиденко В.Д., Лобынцев В.А., Цибульский В.Ф. Разработка программной системы Кристалл для проектных расчетов реакторов // Атомная энергия. 1990 том 69, вып. 4, с. 203.

46. Cavarec С. et. al. The OECD/NEA Benchmark Calculations of Power Distributions within Assemblies, Electricite de France, September 1994.

47. Smith M.A., Lewis E.E., Na B.-C. Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization // A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. Final report. NEA/OECD 2003.

48. Breismeister J.F., MCNP-A General Monte Carlo N-particle Transport Code, Los Alamos National Laboratory, LA-12625-M, March 1997.

49. Экспериментальные исследования по физике уран-водных решеток типа ВВЭР. Сборник трудов ВМК. Под общей редакцией 3. Сатмари. Том 1. Будапешт, Академия наук ВНР 1984.

50. Белов С.П. и др. Результаты экспериментов на критических сборках БФС-57 и БФС-59 / Препринт ФЭИ-2681. Обнинск 1998.

51. Дулин В.А. и др. Исследование нейтронно-физических характеристик критической сборки БФС-93-1. Техническая справка ГНЦ РФ ФЭИ имени А.И. Лейпунского. Инв. № 29-73/3127 от 30.12.2002 г.

52. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В двух книгах: книга 1. М.: Энергоатомиздат 1995.

53. Novikov V., Dolgov A., Molchanov V. WWER Nuclear fuel trends. // Nuclear Fuel for Today and Tomorrow (TOPFUEL-2003). Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003.

54. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной H.H., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987.

55. International handbook of evaluated criticality safety benchmark experiments. (NEA/NSC/DOC(95)03/IV).

56. Xu Zh., Driscoll M.J., Kazimi M.S. Neutron spectrum effect on burnup, reactivity, and isotopics in U02/H20 lattices.//Nuclear science and engineering 141, 175-189 (2002)

57. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Цибульский В.Ф., Алексеев П.Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т). / Препринт ИАЭ-6272/4. М. 2003.

58. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В. Исследование возможности использования оксида эрбия с целью минимизации запаса реактивности на выгорание топлива для 10-летней кампании реактора малой мощности. Отчет ИЯР/РНЦ КИ, № 35410-4-163 от 21.01.2004.

59. Прошкин А. А., Шестопалов А. А., Захар ко Ю.А., Седов А. А., Полисмаков А. А. Особенности прогнозирования поведения твэлов и активных зон энергетических реакторов в аварийных режимах. / Препринт ИАЭ-6077/4. М. 1998.