автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и сопровождение его внедрения на АЭС

08-5 ' Л

1093

Российский научный центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи УДК 621.039.5

ФЕДОСОВ Александр Михайлович

ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА РБМК И СОПРОВОЖДЕНИЕ ЕГО ВНЕДРЕНИЯ НА АЭС

Специальность: 05.14.03 —Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва — 2008

Работа выполнена в Институте ядерных реакторов Российского Научного Центра «Курчатовский институт».

Официальные оппоненты: доктор технических наук

Цибульский Виктор Филиппович (РНЦ «Курчатовский институт»)

доктор физико-математических наук, Загребаев Андрей Маркоянович (МИФИ)

доктор технических наук

Селезнев Евгений Федорович (ИБРАЭ РАН)

Ведущая организация:

ФГУП Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники

диссертационного совета Д520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт» по адресу Москва, пл. И.В.Курчатова.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

(НИКИЭТ)

Защита состоится «

»

2008г. в

на заседании

Автореферат разослан «_»

2008г.

Ученый секретарь диссертационнс - -- - -д. т. н., профессор

В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Примерно половина электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях России, приходится на долю реакторов РБМК. Несмотря на масштабные планы развития ядерной энергетики на базе реакторов ВВЭР, реакторы РБМК будут играть важную роль еще в течение десятков лет. Повышение безопасности и эффективности их эксплуатации было и остается насущной необходимостью.

Хотя авария на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. поставила под сомнение само существование реакторов РБМК, предпринятые сразу после аварии меры по повышению безопасности позволили продолжить их эксплуатацию. Одной из важнейших мер было снижение парового коэффициента реактивности и эффекта обезвоживания топливных каналов путем установки в активную зону дополнительных поглотителей (ДП). Безопасность была повышена ценой уменьшения выгорания топлива, т.е., в конечном итоге, снижения экономичности топливного цикла. Поиск технического решения, позволяющего повысить не только безопасность, но и экономичность реакторов РБМК, являлся актуальной задачей.

В диссертации научно обоснованы новые технические решения, внедрение которых внесло значительный вклад в развитие ядерной энергетики.

Цель работы - повышение безопасности и экономичности реакторов РБМК путем оптимизации состава топлива и режимов его использования. Для достижения поставленной цели работа велась в следующих направлениях.

1. Поиск оптимального способа снижения парового коэффициента (эффекта) реактивности действующих реакторов РБМК, приведший к разработке уран-эрбиевого топлива.

2. Расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности и экономичности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработка стратегии внедрения уран-эрбиевого топлива.

3. Научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива.

4. Разработка режимов эксплуатации, повышающих эффективность использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.

Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов

Для решения поставленных задач использовалась теория ядерных реакторов, аналитические и численные методы, математическое моделирование.

з

Достоверность полученных результатов подтверждается опытом внедрения уран-эрбиевого топлива, сравнением предсказанных эффектов и прогнозных расчетов с результатами измерений на действующих реакторах, а также сравнением с расчетами по прецизионным программам и расчетами других авторов.

Научная новизна

Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

Выбран выгорающий поглотитель - эрбий, позволяющий при добавлении в топливо РБМК одновременно повысить безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Доказано, что предложенное техническое решение является наилучшим (оптимальным) в условиях действующих реакторов РБМК.

Разработан порядок перевода реакторов на новое топливо, позволяющий поддерживать характеристики реактора в допустимых диапазонах. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности, предусматривающая поэтапное повышение обогащения.

Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

Выполнено исследование влияния эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

Предложено и внедрено новое топливо, существенно улучшившее характеристики РБМК.

Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. Показано, что в этом случае вместо эрбия лучше использовать европий.

Поставлены и решены задачи оптимизации повторного использования (дожигания) топлива РБМК в течение всего срока службы реактора, начиная от пуска и заканчивая выводом из эксплуатации.

Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Новизна предложенных технических решений подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Практическая ценность

Предложенное автором уран-эрбиевое топливо существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК, обеспечило возможность дальнейшего совершенствования топливного цикла (повышения глубины выгорания). Применение нового топлива позволило решить целый ряд проблем реакторов РБМК, таких как:

- уменьшение парового коэффициента (эффекта) реактивности до допустимого по безопасности уровня без ущерба для экономики;

- снижение расхода топлива и, как следствие, уменьшение скорости заполнения хранилищ отработавшего ядерного топлива;

- улучшение эксплуатационных характеристик реактора (увеличение запасов до лимитирующих параметров, уменьшение выхода топливных сборок из строя, смягчение последствий аварий, облегчение управления нейтронным полем при перегрузках и др.).

Разработанные автором оптимальные режимы повторного использования топлива позволяют существенно сократить расход свежего топлива.

Внедрение результатов работы

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава загружается с 1995 года на Игналинской АЭС, с 1996 года на Ленинградской АЭС и с 1999 года на остальных АЭС с реакторами РБМК. В настоящее время на АЭС с РБМК-1000 загружается топливо 2-го поколения (обогащение 2.8%), а на Игналинской АЭС уже 3-го поколения. Топливо без эрбия для РБМК больше не производится. Состав топлива всех поколений и порядок его загрузки защищены патентами.

Расчеты автора совместно с сотрудниками РНГЦ «Курчатовский институт» и НИКИЭТ явились основой обоснований безопасности и решений по загрузке опытных партий и полного перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Разработанная автором последовательность перегрузки TBC из 1-го блока во 2-ой блок Игналинской АЭС для их дожигания применяется в настоящее время. Предложенный режим перегрузки защищен патентом Литвы.

Апробация работы

Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, совещаниях, семинарах:

- Всесоюзные и международные семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ "Волга", 1984, 1989,1995, 1997,2000, 2002, 2004, 2006 г.г.);

- Международная конференция по ядерной энергетике ICONE-4, март 1996;

- Международный научно-технический семинар Ядерного общества «Уроки Чернобыля. Технические аспекты». Десногорск, 1996 г.;

- Международная конференция «Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций», Усть-Каменогорск, декабрь 1997 г.;

- Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века», г.Электросталь, 8-10 июня 2000 г.;

- Семинар МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК», Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.;

- Ежегодная конференция ОАО «ТВЭЛ» (ВНИИНМ), 2002 г.;

- Научно-практический семинар «Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы», г.Электросталь, 23-25 апреля 2003 г.;

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения», Москва-Курчатов, 19-22 октября 2004 г.,

а также опубликованы в виде статей в научных журналах и сборниках докладов на конференциях.

Работа по уран-эрбиевому топливу отмечена премией им. И.В.Курчатова в области научных исследований в 2007 году.

Объем и структура работы

Диссертация содержит 287 страниц, включая 86 рисунков, 39 таблиц и состоит из введения, пяти глав, заключения и списка используемой литературы, содержащего 166 наименований.

На защиту выносятся

1. Результаты сравнительного анализа различных способов уменьшения парового эффекта реактивности и выбор выгорающего поглотителя - эрбия, как оптимальный вариант для действующих реакторов РБМК. Результаты исследования механизма воздействия эрбия на паровой эффект реактивности.

2. Разработка стратегии поэтапного внедрения уран-эрбиевого топлива. Выбор содержания эрбия для начального и последующих этапов. Результаты прогнозных расчетов изменения характеристик РБМК.

3. Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива.

4. Результаты анализа опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и предложения по дальнейшему его совершенствованию (профилирование обогащения и содержания эрбия по высоте TBC).

5. Результаты оптимизации повторного использования TBC на разных этапах эксплуатации РБМК.

6. Постановка и результаты решения задачи об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Личный вклад автора

Все расчеты, касающиеся сравнения способов воздействия на паровой эффект реактивности, были проведены автором по написанным им компьютерным программам.

Автор создал библиотеку двухгрупповых констант, являющуюся составной частью программного комплекса STEPAN, с помощью которого были проведены основные расчеты по переводу реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Автор предложил добавлять эрбий в топливо для снижения парового эффекта реактивности и выравнивания энерговыделения, объяснил механизм воздействия эрбия на характеристики реактора.

Автор принимал непосредственное участие в разработке стратегии перевода реаггоров на уран-эрбиевое топливо с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК.

Автором сформулированы задачи и проведен анализ результатов при моделировании перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо. Экономические оценки затрат в уран-эрбиевом топливном цикле также выполнены автором.

Непосредственно автором был проанализирован ход загрузки уран-эрбиевого топлива на разных блоках РБМК и выработаны предложения по дальнейшему его совершенствованию, включая высотное профилирование.

Под руководством и при участии автора были проанализированы отдельные физические эффекты, вызванные переходом на новое топливо, а также рассмотрена задача выбора оптимального выгорающего поглотителя для уран-плутониевого топлива.

Автором разработана модель перегрузок топлива и основанная иа ней оптимизационная программа, сформулирована и решена оптимизационная задача об использовании топлива при выводе реакторов из эксплуатации.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы, формулируется цель, изложены научная новизна, практическая ценность и внедрение результатов работы, личный вклад автора, а также положения, выносимые на защиту.

Кроме того, во введении приводится краткий ретроспективный обзор основных проблем безопасности и экономичности реакторов РБМК, среди которых выделяются две: проблема большого положительного парового коэффициента (эффекта) реактивности и проблема более эффективного использования топлива и, в частности, повышения его выгорания. Усилия, направленные на решение этих проблем, привели к разработке уран-эрбиевого топлива.

Глава 1 посвящена физическим особенностям парового коэффициента реактивности сх^ и эффекта обезвоживания каналов с топливом рГвс- На моделях ячейки с топливом и полиячейки периодичности показано влияние процессов в тепловой области спектра нейтронов и в области замедления, а также утечки и перетечек нейтронов на аф, зависимости этой характеристики от глубины выгорания, плотности воды, наличия поглотителей. Поскольку все эти факторы

влияют на Оф, средний по активной зоне паровой коэффициент является сложной функцией распределенных параметров. Для удобства описания влияния указанных факторов используется понятие локального парового коэффициента реактивности а9{г).

На рис.1 в качестве примера приводится распределение а9{г) по высоте активной зоны для состояния до аварии на Чернобыльской АЭС (О ДП) и после проведения мероприятий по повышению безопасности РБМК (80 ДП). Уменьшение аг(г) вверху и внизу объясняется меньшей глубиной выгорания

топлива, наличием частично погруженных (сверху и снизу) стержней регулирования и утечкой нейтронов.

Рис.1. Распределение локального парового коэффициента по высоте

Паровой коэффициент реактивности, характеризующий реактор в целом, определяется как отношение изменения реактивности к изменению среднего паросодержания:

Ар Ф(г)Ф*(г)Ог

*~А(р~ ¡^(г)Ф(г)Ф*(г)с!г где Д^(Я),Ф(г) ,Ф+(?)- зависящие от координат: изменение паросодержания, поток и ценность нейтронов.

Способы воздействия на паровой коэффициент (эффект) реактивности Учитывая чувствительность парового коэффициента реактивности к различным факторам, можно воздействовать на него, меняя характеристики активной зоны. Способы воздействия на аф активно обсуждались в конце 70-х, начале 80-х годов в основном с целью повышения стабильности поля энерговыделения. Теоретические исследования показывают, что величина и знак парового коэффициента (эффекта) реактивности в основном определяются

конкуренцией двух факторов: изменения поглощения нейтронов водой в тепловой области (положительная составляющая) и изменения замедляющей способности среды в резонансной области энергий (отрицательная составляющая). В РБМК из-за достаточно большого шага решетки в нейтронном балансе преобладает тепловая часть нейтронного спектра. В результате при использовании обычного двуокисного топлива положительный и довольно большой по величине: 4+5р ((3 - эффективная доля запаздывающих нейтронов). Для того, чтобы уменьшить или получить отрицательный аф, необходимо сделать спектр нейтронов более «жестким», т.е. увеличить уран-графитовое отношение путем увеличения загрузки топлива или уменьшения количества графита в активной зоне. Некоторые способы увеличения уран-графитового отношения рассмотрены во второй главе.

Другим способом уменьшения аф является повышение обогащения. В этом случае из-за увеличения поглощения нейтронов в 235и снижается доля захвата нейтронов водой. Недостатком является рост неравномерности энерговыделения при увеличении выгорания. Снизить аф можно также, увеличив количество поглотителя либо в ТВС, либо в отдельных каналах (ДП), но при этом уменьшается глубина выгорания топлива.

Наиболее привлекают способы воздействия на аф, которые можно реализовать на уровне выбора эксплуатационных режимов, не меняя конструкцию реактора и используя обычное топливо. Автором исследовалось влияние структуры загрузки, распределения оперативного запаса реактивности (ОЗР) и поканального распределения расходов теплоносителя на аф и другие характеристики реактора. Рассмотренные варианты в основном были направлены на повышение устойчивости поля энерговыделения РБМК. Однако данная проблема была решена внедрением системы локального регулирования.

Чернобыльская авария продемонстрировала, что повышение безопасности РБМК требует кардинального пересмотра подхода к выбору допустимой величины а,,, и эффекта обезвоживания топливных каналов. Требовалось значительное их уменьшение до величин, не превышающих 1(3.

В главе 2 анализируется ситуация после проведения первоочередных мер по повышению безопасности РБМК (после 1986 года). Установка ~80 ДП в РБМК-1000 и 53 ДП в РБМК-1500, а также увеличение ОЗР позволили уменьшить аф до уровня ~1 р. Однако глубина выгорания выгружаемого топлива при этом снизилась примерно на 25%, что значительно ухудшило экономические показатели РБМК, привело к увеличению расхода топлива и скорости заполнения бассейнов выдержки и хранилищ отработавшего ядерного топлива. Установка ДП привела к повышению средней мощности каналов, увеличила неравномерность энерговыделения, значительно снизила подкритичность остановленного реактора.

Увеличение обогащения топлива до 2.4%, приведшее к увеличению выгорания и некоторому уменьшению аф, позволило улучшить ситуацию в РБМК-1000. В РБМК-1500 данная мера не годилась из-за роста максимальной температуры графита до эксплуатационного предела. Требовалось найти способ уменьшения парового коэффициента и эффекта обезвоживания топливных каналов (ТК) в действующих реакторах альтернативный ДП, который позволил бы обеспечить необходимый уровень безопасности, но не снижал, а лучше повышал бы экономичность топливного цикла РБМК.

Сравнение различных способов уменьшения парового эффекта

реактивности в действующих реакторах

На единой методической основе было проведено сравнение способов уменьшения аф и эффекта обезвоживания каналов с топливом, которые можно было бы реализовать в действующих реакторах, т.е. не меняя существенно конструкцию реактора. Для этого были разработаны: библиотека констант каналов с топливом и без топлива на основе расчетов по программе WIMS, вошедшая впоследствии в расчетный комплекс STEPAN, и методика ее подготовки, одномерная (аксиальная) программа ARCAN и ее трехмерное обобщение COMAR, позволяющие рассчитывать характеристики реактора в стационарном режиме перегрузки с топливом различного состава. Сравнение вариантов проводилось по критерию приведенных затрат на топливо при одинаковом эффекте обезвоживания каналов с топливом (ртве), который является важнейшей характеристикой безопасности при наиболее тяжелой проектной аварии - обезвоживании напорного коллектора. Заданная величина Ргвс поддерживалась изменением числа ДП в активной зоне.

Было исследовано около 30 вариантов топлива, включая такие «экзотические», как уран-плутониевое, уран-ториевое и торий-плутониевое. Основные выводы сводятся к следующему.

1. Увеличение загрузки урана в рамках существующей геометрии TBC (виброуллотненное топливо, силицид, металлический уран) или при изменении геометрии TBC, но при сохранении диаметра канала (твэлы увеличенного диаметра, 36 твэлов в пучке) не позволяет снизить эффект обезвоживания до нужной величины и избавиться от ДП. Основная причина в том, что при увеличении уран-графитового отношения увеличивается и уран-водное отношение. В результате уменьшение положительной составляющей парового эффекта в тепловой области энергий частично компенсируется уменьшением по абсолютной величине отрицательной составляющей в резонансной области. Кроме того, уменьшается отрицательная составляющая эффекта от утечки нейтронов в поглотители (ДП и стержни СУЗ). Для пучков из 36 твэлов дополнительный положительный вклад в эффект обезвоживания дает экранировка резонансного поглощения во внутренних твэлах при исчезновении

воды.

2. Для существенного уменьшения парового эффекта реактивности нужно при увеличении уран-графитового отношения, по крайне мере, сохранить уран-водное отношение. Сделать это можно либо уменьшая количество графита, как для реактора 5-го блока Курской АЭС, либо одновременно с увеличением диаметра твэлов увеличить диаметр каналов. Для действующих реакторов РЕМК первый вариант вообще не применим, второй был теоретически возможен при плановой замене каналов примерно в середине назначенного срока службы реакторов, однако требовал значительного объема НИОКР, включая разработку новой конструкции TBC.

3. Размещение поглотителей в каналах с топливом проигрывает по эффективности их размещению в отдельных каналах (ДП), кроме нуклидов с резонансным характером сечения поглощения, о чем речь пойдет ниже.

4. Использование плутония и тория, несмотря на уменьшение доли поглощения тепловых нейтронов в воде, что обеспечивает снижение положительной составляющей парового эффекта, кардинально не решает проблемы. Кроме того, данные варианты далеки от практической реализации.

Выбор выгорающего поглотителя для топлива РБМК

Представленный выше анализ различных способов снижения эффекта обезвоживания ТК привел к мысли использовать выгорающий поглотитель. Это позволило бы, с одной стороны, уменьшить аф и ртвс, а с другой, выровнять распределение энерговыделения за счет уменьшения изменения мощности и коэффициента размножения TBC по кампании. Необходимо было подобрать выгорающий поглотитель, удовлетворяющий поставленным задачам.

На первом этапе исследований сравнивались такие поглотители, как бор, диспрозий, гафний и эрбий. Такой традиционный поглотитель, как гадолиний, не подходит из-за очень быстрого выгорания. Рассматривалось топливо с обогащением 2.4%. Начальная концентрация поглотителей подбиралась таким образом, чтобы получить такое же выгорание выгружаемого топлива, как для обычного топлива с этим обогащением при использовании 80 ДП (примерно 22 МВт-сут/кг). На рис.2 приведено изменение коэффициента размножения бесконечной решетки 1С» с выгоранием для разных поглотителей. Некоторые характеристики решетки РБМК с разными поглотителями приведены в табл.1.

Таблица 1. Характеристики решетки РБМК с разными поглотителями

Поглотитель - Бор Диспрозий Гафний Эрбий

Обогащение топлива, % 2.0 2.4 2.4 2.4 2.4

Концентрация поглотителя, % по массе - 0.034 0.12 0.45 0.41

Отнош. макс, мощ-ти TBC к средней по кампании 1.19 1.09 1.13 1.14 1.09

Эффект обезвоживания (свежее топливо), 10"2 1.37 0.30 0.61 -0.03 -2.03

Средний но кампании эффект обезвоживания, Ю'2 2.07 1.29 1.22 1.10 0.37

1.4

с

г 1-з

о я 2

£ 1-2

н а

V

5 1.1

х

•е-

0.9

0 5 10 15 20 25

Выгорание, МВт.сут/кг

Рис.2. Коэффициент размножения бесконечной решетки для топлива с некоторыми поглотителями

Диспрозий и гафний выгорают слишком медленно и не годятся на роль выгорающего поглотителя. Наибольшее выравнивание К«, и мощности по кампании обеспечивают бор и эрбий, но эрбий значительно сильнее снижает эффект обезвоживания ртвс-

Отличительной особенностью эрбия и гафния является наличие резонансов в сечении поглощения в области замедления. Учитывая это, круг кандидатов на роль выгорающего поглотителя для топлива РБМК был расширен (табл.2).

Таблица 2. Характеристики сечений поглощения некоторых нуклидов

Изотоп Содержание в естественной смеси, % Тепловое сечение (при 0.025эВ), барн Энергия резонанса, эВ Сечение в максимуме резонанса, барн

"3Сс1 12.26 1.91-104 0.178±0.002 5.60-104

'"вш 13.84 3.82-104 0.0976±0.0005 1.11-105

|51ЕЦ 47.77 8.72-103 0.461+0.002 1.89-104

'»Ей 52.23 2.86-102 1.7б±0.02 1.80-103

|67ЕГ 22.9 6.49-102 0.4710.01 8.07-103

1761Л1 2.60 2. 08-Ю3 0.142±0.001 1.01-104

,77^ 18.39 3.69102 1.100±0.002 2.3010"

Можно ожидать, что чем больше отношение сечения поглощения в области резонанса к тепловому сечению, тем эффективнее изотоп воздействует на паровой эффект реактивности. Из табл.3 видно, что наилучшее соотношение между величиной резонансного поглощения и тепловым сечением наблюдается у |67Ег, 1761л1, 111Ш. У "3Сс1 |438т это соотношение хуже. Кроме того, из-за большого сечения поглощения они быстро выгорят. Некоторый интерес

представляет также |51Еи. Сечения поглощения 4-х изотопов в тепловой и эпитепловой области представлены на рис.3.

Эн ершя, эВ

Рис.3. Сечение поглощения в зависимости от энергии

На рис. 4 и 5 приведено изменение по кампании К«, и эффекта обезвоживания бесконечной решетки (плотность воды менялась от 0.5 г/см3 до нуля).

Выгорание, МВт.сут/кг

Рис.4. Коэффициент размножения бесконечной решетки для топлива с резонансными поглотителями Видно, что из рассмотренных поглотителей эрбий обеспечивает наименьшее изменение К«, по кампании (а следовательно, наибольшее выравнивание энерговыделения) и наименьший эффект обезвоживания. Уникальные свойства эрбия, как выгорающего поглотителя, наиболее эффективно воздействующего на паровой эффект реактивности, а также механизм этого воздействия потребовали более детального изучения.

3 5

3 .0

2.5

¿2.0

¡1.5

2 1 0 х

| 0.5 | 0 0 £■0.5 0

т

-1 .5

-2.0 -2.5

без поглотителя - 2% ..--"''* 2 4% У*

____ Ей

/ и г

ы г о р а и е, М Вт.сут/кч

3 9 УЕГ 12 15 18 2

Рис.5. Зависимость эффекта обезвоживания от выгорания для топлива с резонансными выгорающими поглотителями

Свойства эрбия. Механизм воздействия на паровой эффект реактивности Природный эрбий содержит 6 изотопов (табл.3). Основную роль в поглощении нейтронов играют изотопы |б6Ег и ,б7Ег (рис.6).

Атомный пес 162 164 166 167 168 170

Содержание, % 0.14 1.56 33.4 22.9 27.1 14.9

Эжрпт, 1В

Рис.6. Зависимость сечений поглощения изотопов эрбия от энергии

Сечение поглощения |б?Ег имеет сильный резонанс при 0.47 эВ. Следующий резонанс этого изотопа лежит уже в области нескольких электрон-вольт, также как и резонансы |ббЕг. Основную роль в процессах поглощения нейтронов играет изотоп |6?Ег, и именно его присутствием в топливе определяется величина парового эффекта реактивности. Выгорание |67Ег

несколько замедляется присутствием |б6Ег, поскольку при захвате нейтрона в 166Ег образуется lS7Er. К концу кампании TBC концентрация шЕг снижается более чем в 10 раз, т.е. он выгорает практически полностью, что способствует выравниванию мощности TBC по кампании.

Механизм воздействия эрбия на паровой эффект реактивности связан с двумя ключевыми факторами: гетерогенностью реактора и наличием двух замедляющих нейтроны сред с разной температурой (рис.7).

Гетерогенность приводит к тому, что спектры нейтронов в топливном канале и в замедлителе (графитовом блоке) в рабочих условиях существенно различаются. В графите спектр формируется в результате замедления и термализации нейтронов и определяется характеристиками самого графита (температурой и плотностью). Влияние топливного канала на формирование спектра в графите в тепловой и эгштепловой области энергий нейтронов (до ~1 эВ) не велико. Расчеты показывают, что наличие или отсутствие воды в канале слабо влияет на спектр нейтронов в графите.

Спектр нейтронов в канале, напротив, формируется и графитом и водой. В тепловой области энергий (ниже ~0.5 эВ) спектр близок к Максвелловскому, средняя температура которого определяется количеством воды в канале. Температура воды в рабочем состоянии составляет ~280°С. Средняя температура графита около 500°С. Несмотря на большое различие в объемах воды и графита, их вклад в формирование спектра сравним, т.е. спектр формируется как относительно горячим графитом, так и относительно холодной водой. Вода является своего рода «барьером» на пути «горячих» нейтронов из графита, охлаждающим их перед тем, как они достигли топлива (рис.7)

При обезвоживании каналов влияние воды на формирование спектра исчезает («барьер» пропадает) и остается только влияние графита. Поскольку

Рис. 7 Формирование спектра тепловых нейтронов в ячейке РБМК

графит имеет температуру на ~200°С выше, чем вода, спектр нейтронов сдвигается в сторону более высоких энергий (рис.8). Хотя резонанс 167Ег находится на "хвосте" спектра Максвелла, поток нейтронов, приходящихся на область резонанса, при обезвоживании заметно увеличивается (приблизительно в 1.5 раза). Таким образом, сдвиг спектра в область более высоких энергий приводит к повышению поглощения в 167Ег, т.е. в присутствии эрбия появляется дополнительная отрицательная составляющая в эффекте обезвоживания ТК (или паровом коэффициенте реактивности). Описанный выше физический механизм действует практически мгновенно, т.к. характерное время формирования спектра сравнимо с временем жизни нейтрона.

«

ю

се н о

(а" о К о Л

н «

и «

м о н о

с

сечение \ поглощения \ Ег-167, \(10**3,барн)

\

-1-1-1-1—

0.0 0,2 0.4 0.6 0.8

Энергия нейтронов, эВ

1.0

Рис.8. Спектр нейтронов в канале РБМК

Изменение спектра нейтронов и, соответственно, воздействие эрбия на паровой эффект реактивности тем сильнее, чем больше температура графита (точнее разность температур графита и воды). Поэтому эрбий более эффективен в РБМК-1500, При снижении мощности влияние эрбия на паровой эффект уменьшается. На малых уровнях мощности (во время пуска реактора и подъема мощности) эрбий действует как обычный (нерезонансный) поглотитель. По этой же причине эксперименты на холодных критстендах не показывают истинного влияния эрбия на эффект обезвоживания. Необходимы испытания уран-эрбиевого топлива в действующем реакторе.

Проведенные исследования позволяют объяснить, почему эрбий является оптимальным резонансным поглотителем для уменьшения парового эффекта реактивности РБМК. Резонанс 177Ш находится слишком далеко справа по энергетической оси (рис.3). Изменение спектра при обезвоживании там слишком мало. Резонанс |7бЬи, наоборот, находится слишком близко к тепловому спектру. Кроме того, лютеций, как выгорающий поглотитель, плох тем, что изотопа 17 Ьи

мало в природной смеси (2.1

и он слабо выгорает, т.к. постоянно

воспроизводится из l75Lu. Европий в качестве выгорающего поглотителя в РБМК проигрывает эрбию из-за более сложного изотопного состава и худшего соотношения поглощения в резонансной и тепловой области (при примерно одинаковом расположении максимального резонанса). Таким образом, эрбий наиболее подходит для решения поставленной задачи.

Отметим, что воздействие эрбия на паровой эффект реактивности характерно только для водоохлаждаемых уран-гафитовых реакторов. В тяжеловодных реакторах, температура замедлителя которых ниже температуры теплоносителя, для уменьшения парового эффекта более подходит, например, диспрозий. В водо-водяных реакторах эрбий может использоваться для уменьшения коэффициента реактивности по температуре теплоносителя, хотя его эффективность значительно меньше по сравнению с РБМК из-за небольших изменений тенператур.

Изучалось также воздействие эрбия на температурный графитовый коэффициент реактивности ас. Было показано, что в РБМК с уран-эрбиевым топливом ас примерно вдвое меньше, чем с обычным топливом. Физический механизм воздействия эрбия на ас несколько проще, чем на паровой эффект реактивности. В данном случае увеличение температуры графита приводит к увеличению эффективной температуры нейтрон .ов в канале, несмотря присутствие более холодной воды, и, тем самым к увеличению поглощения в эрбии.

Понимание физических особенностей воздействия эрбия на паровой эффект РБМК позволяет определить оптимальное место его размещения в активной зоне. Размещать эрбий в отдельных каналах, как ДП, бессмысленно, т.к. обезвоживание каналов с топливом практически не оказывает влияния на спектр в ДП. Расчеты показывают, что максимальное воздействие на паровой эффект реактивности оказывает эрбий, помещенный равномерно во все топливные таблетки. При производстве уран-эрбиевого топлива в таблетки из двуокиси урана добавляется Ег20з. Современные технологии позволяют получить достаточно однородную смесь U02h Ег203.

В третьей главе представлены работы по научному обеспечению внедрения и сопровождению эксплуатации уран-эрбиевого топлива. Для первого этапа внедрения было выбрано содержание эрбия 0.41% весовых в двуокиси урана. Для РБМК-1500 было принято обогащение 2.4% (вместо 2%), а для РБМК-1000 2.6% (вместо 2.4%). Повышение обогащения позволяет получить выигрыш в выгорании, используя резерв по максимальной мощности каналов. По прогнозным расчетам переход на уран-эрбиевое топливо должен был увеличить глубину выгорания топлива в РБМК-1500 на 40+45%, а в РБМК-ЮОО - на ~20%.

Для проверки эффективности предложенного технического решения необходимо было загрузить опытную партию TBC с эрбием (ЭТВС), поскольку

оценить эффект можно было только в рабочих условиях РБМК. Выбор размера опытной партии для РБМК-1500 осуществлялся на основе прогнозных расчетов по программе STEP AN. Расчеты показали, что загрузка 150 ЭТВС приводит к уменьшению аф на 0.4ß. Загрузка опытной партии на 2-ом блоке Игналинской АЭС осуществлялась с 26 июня 1995 года по 29 января 1996 года. Примерно в середине этого периода была осуществлена замена 24 стержней штатной конструкции (сб.2091) на стержни с ленточным звеном (сб.2477). По расчетам, впоследствии неоднократно подтвержденным результатами измерений, такая замена приводит к увеличению аф на ~0.1ß (из активной зоны убирается часть столбов воды в каналах СУЗ, снижающих схф). С учетом поправки на замену стержней результаты измерений совпали с прогнозом (рис.9).

0,9 т 0,8

0,4 -I-I-1--1

0 50 100 150 200

Число ЭТВС

Рис. 9. Результаты измерения парового коэффициента реактивности при

загрузке опытной партии 150 ЭТВС на 2-ом блоке ИАЭС

(точки -измеренные величины, линии - аппроксимация методом наименьших квадратов)

Полный перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо осуществлялся на основе прогнозных расчетов по программным комплексам STEP AN и, впоследствии, SADCO (НИКИЭТ). Необходимо было подобрать режим выгрузки ДП, обеспечивающий поддержание паспортных характеристик реактора, таких как коэффициенты и эффекты реактивности, в допустимых пределах. Было показано, что оптимальным является постепенно замедляющийся темп выгрузки ДП, причем на начальном этапе скорость выгрузки примерно в 2 раза выше, чем при постоянном темпе. Изменение темпа выгрузки ДП объясняется необходимостью компенсации выгорания все большего количества эрбия при постепенном заполнении активной зоны уран-эрбиевым топливом.

Прогнозные расчеты показали, что изменение коэффициентов реактивности приводит к повышению стабильности поля энерговыделения. Несмотря на значительное увеличение глубины выгорания (рис.10), энергораспределение выравнивается, максимальная мощность каналов уменьшается.

Справедливость выводов прогнозных расчетов о возможности замены ДП

на эрбий в топливе и снижении при этом аф и эффекта обезвоживания ТК была подтверждена расчетами по программе МСЫР (метод Монте-Карло) на модели фрагмента активной зоны (трехмерная полиячейка 12x12 каналов).

0 500 1 000 1 5 00 2000

Время, суг

Рис.10. Выгорание выгружаемого топлива при переходе на ЭТВС (2-й блок ИАЭС)

Разработка стратегии внедрения уран-эрбиевого топлива

Положительные результаты загрузки опытных партий ЭТВС на вторых блоках ИАЭС и ЛАЭС позволили перейти к переводу реакторов РБМК на новое топливо. Первоначально выбранные обогащение и содержание эрбия нельзя было признать окончательными по нескольким причинам. Во-первых, первый этап не исчерпывал потенциал уран-эрбиевого топлива. Расчеты показывали, что при дальнейшем повышении обогащения можно достичь гораздо большего выгорания, не нарушая предел по максимальной мощности канала. Во-вторых, другие модернизации активной зоны, такие как использование циркониевых дистанционирующих решеток в TBC и особенно замена штатных стержней регулирования сб.2091 на стержни с ленточным звеном (сб.2477) и кластерные органы регулирования (КРО - сб,2399) приводили к увеличению аф и ртвс-Причиной этого является уменьшение воды в каналах СУЗ с извлеченными поглотителями. По расчетным оценкам замена стержней сб.2091 на сб.2477 увеличивала сц, на 0.4-r0.5ß, а переход на КРО - еще на 0.2+0.3ß. Для компенсации этого увеличения требовалось либо сохранить в активной зоне часть ДП, либо увеличить содержание эрбия в топливе, а чтобы не проиграть в выгорании, необходимо было повышать обогащение.

Было предложено поэтапное увеличение обогащения уран-эрбиевого топлива: в РБМК-1500 2.4%->2.6%->2.8%, в РБМК-1000 2.6%->2.8%->3.0%. Опыт, накопленный на предыдущем этапе, в том числе, по работоспособности ЭТВС при увеличении длительности кампании, мог быть использован на следующем этапе. Кроме того, поэтапное увеличение обогащения позволяет корректировать содержание эрбия с учетом опыта эксплуатации и планируемого внедрения новых элементов активной зоны. Согласно расчетам, для компенсации

роста неравномерности энерговыделения при увеличении на каждом этапе обогащения топлива на 0.2% необходимо увеличивать содержание эрбия на 0.1%. При этом характеристики реактора поддерживаются в допустимых пределах, и обеспечивается постепенное снижение а,,.

Научно-техническое сопровождение внедрения уран-эрбиевого топлива заключалось в подготовке необходимых документов (обоснований безопасности в виде дополнений к ТОБ, программ загрузки, технических проектов ЭТВС и т.д.). В основе этих документов были прогнозные расчеты по программе STEPAN, выполненные с непосредственным участием автора, в которых оценивалось ожидаемое изменение характеристик, а также обосновывались меры по поддержанию характеристик в допустимых пределах. Процесс загрузки нового топлива сопровождался анализом результатов измерений на реакторах важнейших параметров безопасности (парового и мощностного коэффициентов реактивности, подкритичности, эффективности стержней ре1улирования и т.д.). Анализировалось изменение глубины выгорания топлива, максимальной мощности каналов и многих других характеристик. Проводились проверочные расчеты, на основе которых давались заключения о продолжении загрузки ЭТВС.

Важной составляющей обоснований безопасности являлся анализ проектных аварий для активной зоны с уран-эрбиевым топливом, который показал, что переход на уран-эрбиевое топливо смягчает последствия аварий и, тем самым, повышает безопасность реактора. Например, при ошибочной перегрузке (рядом с недавно перегруженным каналом), вносится значительно меньшее возмущение по сравнению с обычным топливом (из-за меньшего коэффициента размножения нейтронов), которое легче компенсируется стержнями регулирования.

Легче также протекает наиболее опасная проектная авария, вызванная разрывом напорного коллектора. Даже при положительной средней величине эффекта обезвоживания при быстром обезвоживании аварийной половины в ней, в отличие от штатного топлива, наблюдается не всплеск, а снижение мощности, что объясняется более быстрой потерей теплоносителя наиболее мощными каналами со свежим уран-эрбиевым топливом, имеющим большой отрицательный локальный паровой эффект реактивности (рис.5). Кроме того, исходная максимальная температура .. уран-эрбиевого топлива ниже, чем

штатного, что объясняется меньшей максимальной мощностью TBC и наличием центрального отверстия в топливных таблетках.

Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива

Были проведены расчеты затрат на топливо и топливной составляющей себестоимости электроэнергии для обычного и уран-эрбиевого топлива разного обогащения. Использовались как зарубежные данные о стоимости продукции предприятий ядерного топливного цикла (-ЯТЦ), рекомендованные для

экономических оценок Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития, так и отечественные данные (Б.К. Гордеев), относящиеся к середине 90-х годов, когда выполнялись расчеты. Оказалось, что стоимость TBC с топливом 2%-го обогащения, посчитанная разными способами, близка. Для отечественных данных стоимость топливной сборки слабее зависит от обогащения, поскольку больше затраты на изготовление. Данные отечественного ЯТЦ позволяют получить максимальную оценку эффективности внедрения эрбия, а данные зарубежного ЯТЦ -минимальную.

Расчеты для стационарного режима перегрузки топлива показали, что перевод реактора РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо 2.6%-го обогащения позволяет экономить -5 млн $ в год на блок. Повышение обогащения до 2.8% увеличивает эффект до 7+8 млн S. Учет затрат на обращение с отработавшим топливом (ОЯТ) может увеличить эффект на ~40%. Для реактора РБМК-1500 экономия от перехода на топливо 2.4%-го обогащения составляет 12+16 млн $ в год на блок (для зарубежной и отечественной структуры цен ЯТЦ, соответственно). При повышении обогащения до 2.8% экономия увеличивается до 18+23 млн $. Заметно больший экономический эффект в РБМК-1500 объясняется не только ббльшей мощностью реактора, но и низкой исходной глубиной выгорания при использовании топлива 2%-го обогащения.

Экономический эффект при переходе на уран-эрбиевое топливо достигается не сразу. На начальном этапе внедрения возможны некоторые потери (рис.11), связанные с повышенным расходом топлива и увеличением его стоимости. Повышенный расход объясняется меньшим коэффициентом размножения свежего уран-эрбиевого топлива по сравнению со штатным. Поэтому на начальном этапе загрузки ЭТВС наблюдается снижение среднего выгорания топлива в активной зоне и повышение расхода свежего топлива.

Puc.Il. Суммарная экономия топливных затрат е переходном периоде РБМК-1500

Общий экономический эффект от внедрения уран-эрбиевого топлива к 2007 году на 2 реакторах РВМК-1500 можно оценить примерно в 300 млн $, а на 11 реакторах РБМК-1 ООО в 500 млн $.

В четвертой главе обобщается опыт эксплуатации уран-эрбиевого топлива, а также рассматриваются дальнейшие перспективы применения выгорающих поглотителей в реакторах РБМК.

Ход загрузки ЭТВС и выгрузки кластерных ДП (ДПК), а также изменение выгорания топлива на 2-м энергоблоке Игналинской АЭС представлены на рис. 12-5-13. При переходе на уран-эрбиевое топливо 2.4%-го обогащения средняя глубина выгорания топлива в активной зоне увеличилась на 46%, а средняя глубина выгорания выгружаемого топлива - на 40%, что практически совпало с прогнозами. Загрузка топлива с обогащением 2.6%, начавшаяся в 2001 г., позволила продолжить рост выгорания. Загрузка топлива 2.8%-го обогащения позволила выгрузить последние ДПК. Паровой коэффициент реактивности поддерживался в допустимом диапазоне 0.4р<аф<0.8р.

1600

65

а

1895 1086 1 997 1098 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 Дт, год

Рис.12. Загрузка уран-эрбиевого топлива на 2-ом энергоблоке ИАЭС

1500

и

700

1500

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1800 1800 2000 2200 Энерговыработка реактора с начали загрузки ЭТВС, эфф. сутки

Рис.13. Среднее выгорание TBC в активной зоне и выгрузкаемых TBC

В целом результаты эксплуатации подтвердили все прогнозировавшиеся эффекты. Снизилась максимальная мощность каналов и максимальная температура графита. Повысилась стабильность нейтронного поля (время развития первой азимутальной гармоники т01 увеличилась с ~20 минут до 40-5-60 минут) и улучшилась управляемость реактора. Уменьшился температурный графитовый коэффициент реактивности.

На рис.14 и 15 приведено изменение темпа перегрузок топлива и топливной составляющей себестоимости электроэнергии по данным планово-экономического отдела ИАЭС.

100 300 5Q0 700 900 1100 1300 1S00 1700 1900 2100 Энерговыработкя репктора с илчяля зпгрузкн ЭТВС, эфф. сутки

Рис.14. Изменение темпа перегрузок на 2-ом энергоблоке ИАЭС

2,50 \ 2,30

8 (|2,10 1.00

1 1йГ

3 в.1,70 я о>

3 8.1,50

Я Í

5 Й 1,30

I 1.10

1......

2,29

1,72

1,61 7^1,!»

41,37

1994 1985 1696 1997 1986 1099 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 Дота, год

Рис.15. Изменение топливной составляющей себестоимости электроэнергии с внедрением уран-эрбиевого топлива По оценкам ИАЭС в связи с постепенным снижением топливной составляющей себестоимости производимой на ИАЭС электроэнергии общий экономический эффект от внедрения уран-эрбиевого топлива с 1995 г. по 2006 г. составляет 750 млн Лит (~250 млн $ в ценах начала 2006 г.). Заметим, что полученный эффект довольно близок к прогнозным оценкам, приведенным в

главе 3. Более чем на 100 штук сократилось число контейнеров для сухогс хранения отработавших TBC (ОТВС).

Головным блоком РБМК-1000 по внедрению уран-эрбиевого топлива был 2-ой блок Ленинградской АЭС, загрузка ЭТВС в который началась в 1996 г. Затем последовали 1-й, 3-й и 4-й блоки ЛАЭС. В 1999 году внедрение уран-эрбиевого топлива началось на блоках Курской и Смоленской АЭС. На примере 1-го блока ЛАЭС удобно сравнить прогноз изменения характеристик при переходе на топливо 2.6% обогащения (рис.16 и 17), поскольку перевод этого блока на новое топливо осуществлялся с минимальными изменениями состава стержней регулирования.

90 80 70 g 60 I 50

5 +«

¡г 30 20 10 о

О 400 800 1200 1600

Число ЭТВС, шт

Рис.16. Число ДП (1-й блок ЛАЭС) 1 7 0 0 -л-

i 16 00------------------------вв^

0 * _ ф

ю Е)*-*-*

Ig 1 500 --^^-—

1 | .400 ---

«S 1 3 0 0- -----------

Di

х ---------------------------1

Э 1 о пл _ " 'Фактическое значение

сь I Z и и-----

U - £> Прогноз по STEPAN

1100 -I-1- I ~~ I -

0 400 800 1200 1600

Число ЭТВС, шт.

Рис.17. Средняя энерговыработка TBC в а.з. (1-й блок ЛАЭС)

В целом наблюдается хорошее согласие прогнозируемых и фактических величин. Расхождения, как правило, связаны с неучетом изменений в составе активной зоны, которые заранее предусмотреть невозможно. Например, в прогнозных расчетах предполагалась полная выгрузка ДП. В реальности в

- Фактическое число ДГ1 _ - -а- Прогноз по STEPAN

ВИрЕГ

1-4"

дез

- 'Фактическоезначение

- £> Прогноз по STEPAN

Л

активной зоне осталось 14 кобальтовых ДП (специальных устройств для накопления 60Со), что привело к некоторому замедлению темпа роста среднего выгорания (энерговыработки) в активной зоне на последнем этапе.

Итоги более чем десятилетней эксплуатации уран-эрбиевого топлива в реакторах РБМК-1000 представлены на рис. 18+20.

Рис.18. Изменение суммарного числа ДП и средней энерговыработки топлива на энергоблоках РБМК-1000 в период эксплуатации с 1996 по 2008 г.г.

Рис.19. Изменение средней энерговыработки выгружаемого топлива на АЭС РБМК-1000 в период эксплуатации с 1996 по 2008 г.г.

Усредненная по всем блокам глубина выгорания топлива в активной зоне выросла на 27%. Увеличение глубины выгорания выгружаемого топлива (рис.19) привело к снижению темпа перегрузок примерно на 30%. Общее число ДП уменьшилось почти в 4 раза, причем почти половина из оставшихся - это полезные поглотители (кобальтовые ДП).

Год

[ЯЛАЭСТСАЭС оКуХэсГ|

Рис.20. Негерметичные TBC, выгруженные на энергоблоках РБМК-1 ООО в период эксплуатации с 2000 по 2007 г.г.

Улучшились условия эксплуатации TBC: снизились средняя и максимальная мощности TBC, увеличились коэффициенты запаса до кризиса и по линейной мощности твэла, уменьшились всплески энерговыделения при перегрузках топлива, улучшились условия регулирования энергораспределения и выполнения перегрузок. В результате, несмотря на существенный рост энерговыработки и увеличение кампании TBC, перевод блоков РБМК-1 ООО на уран-эрбиевое топливо привел к повышению надежности эксплуатации TBC (рис.20). В результате внедрения уран-эрбиевого топлива доля отказавших сборок снизилась примерно в б раз.

Поведение реактора при изменении мощности и остановке

Опыт эксплуатации уран-эрбиевого топлива показал, что изменение коэффициентов и эффектов реактивности повлияло на поведение реактора в переходных режимах изменения мощности. На рис.21 представлены результаты расчетного моделирования изменения оперативного запаса реактивности (ОЗР) в РБМК-1500 при снижении мощности до 50% от максимальной разрешенной и подъеме мощности от 50% до 100%.

Основными причинами таких изменений является уменьшение температурного графитового коэффициента ас и уменьшение поглощения нейтронов в ксеноне, т.к. изменение спектра нейтронов привело к уменьшению скорости реакции стхе-Ф.

Изменение свойств активной зоны можно использовать для сокращения времени простоя реактора после вынужденной остановки. После аварии на ЧАЭС в Технологический регламент было внесено ограничение на снижение ОЗР в переходных режимах (предел безопасной эксплуатации - не менее 30 стержней РР), а чтобы избежать его нарушения, время вынужденной остановки

было увеличено с 1 суток до 2 суток. Расчеты показывают, что в РБМК-ЮОО переход на ЭТВС с обогащением 2.8% увеличивает ОЗР через сутки после остановки более чем на 10 стержней РР. Согласно Технологическому регламенту, ОЗР при пуске реактора должен составлять не менее 35 стержней РР. В отличие от обычного топлива, реактор с уран-эрбиевым топливом можно пустить через сутки, не нарушая регламент. В 2007 году на 3-ом блоке Курской АЭС был успешнвивывод на мощность реактора после остановки в течение ~1 суток.

Рис.21. Изменение ОЗР при снижении и повышении мощности РБМК-1500

Дальнейшее повышение выгорания топлива в РБМК-ЮОО В настоящее время во все реакторы РБМК-ЮОО загружается топливо с обогащением 2.8% и содержанием эрбия 0.6%. По оценкам глубина выгорания такого топлива может достичь около 30 МВт-сут/кг. Дальнейший рост выгорания возможен при повышении обогащения, например, до 3% и соответствующего увеличения содержания эрбия в топливе с целью компенсации роста максимальной мощности каналов. Однако увеличение обогащения и выгорания приводит к повышению неравномерности выгорания и распределения размножающих свойств по активной зоне. Появляются области на периферии активной зоны с недожженным топливом. Возрастает торцевая утечка нейтронов. Были рассмотрены варианты высотного профилирования состава уран-эрбиевого топлива. В частности, предлагается верхний и нижний метр ЭТВС загрузить топливом с обогащением 2.5% и содержанием эрбия 0.3%, а центральные по высоте 5м- топливом с обогащением 3.2% и содержанием эрбия 0.7%. Среднее по TBC обогащение топлива в этом случае равно 3%.

Расчеты показали, что по сравнению с однородным топливом 3%-го обогащения глубина выгорания возрастает примерно на 5%, а по сравнению с

топливом 2.8%-го обогащения - на 13%. Дополнительным преимуществом профилированного топлива является увеличение эффективности стержней СУЗ и подкритичности остановленного реактора.

Уран-плутониевое топливо с выгорающим поглотителем

Задержка со строительством реакторов на быстрых нейтронах повышает интерес к использованию в действующих реакторах уран-плутониевого МОХ-топлива. Учитывая гибкость топливного цикла (ТЦ) РБМК и использование в нем регенерированного урана из ВВЭР, было бы логично замкнуть ТЦ и по плутонию (также из ВВЭР или оружейного). В РБМК с МОХ-топливом неоднородность размножающих свойств и энерговыделеиия значительно выше, чем с урановым. Поэтому использование выгорающего поглотителя в нем является совершенно необходимым.

По программе ЗТЕРАЫ были рассчитаны характеристики реактора с МОХ-топливом на основе оружейного плутония с эрбием и европием в качестве выгорающего поглотителя (табл.4).

Таблица 4. Характеристики РБМК-1000 с разными видами уран-плутониевого топлива

Топливо/поглотитель и-24% и-Ри и-Ри + эрбий и-Ри +европий

Содержание поглотителя,% 0 0 0.6 0.7 1.0 0.08 0.10 0.12

Содержание плутония,% 0 1.6 1.8 2.0 2.4 1.8 2.0 2.4

Выгорание, МВт-сут/кг 21.8 20.7 18.0 19.9 22.9 17.6 19.0 23.3

Кц 1.46 1.77 1.49 1.49 1.47 1.49 1.48 1.49

Доля запазд. нейтронов, Ю"2 0.58 0.47 0.40 0.39 0.37 0.39 0.38 0.37

а.,Р 0.5 1.4 -2.2 -2.8 -4.4 -0.6 -1.3 -2.5

Ртвс. (3 0.2 2.0 -0.8 -1.1 -1.8 0.5 0.1 -0.5

Ода, 10н(3/МВт -2.0 -2.1 -5.5 -6.2 -7.7 -4.0 -4.6 -5.8

Раз, Р 9.0 10.2 11.3 11.4 11.6 11.1 11.6 11.5

Подкритичность (гор.), % 2.5 3.3 2.1 1.7 1.2 2.1 2.5 1.9

Подкритичность (хол.), % 2.5 5.8 3.6 3.0 1.9 4.8 5.1 4.1

И эрбий и европий позволяют поддерживать радиальную неравномерность энерговыделения (Кя) в допустимых пределах, но европий является более предпочтительным, т.к. при его добавлении в топливо паровой и быстрый мощностной коэффициенты реактивности ближе к освоенным диапазонам (не столь отрицательные), а подкритичность выше. Оценки показывают, что при полном переводе РБМК-1000 на уран-плутониевое топливо можно сжигать до ~1т оружейного плутония в год на одном блоке.

В пятой главе исследуются возможности повышения эффективности топливного цикла РБМК за счет повторного использования (дожигания) топлива. Рассмотрен весь жизненный цикл реактора, начиная с его начальной загрузки и кончая выводом из эксплуатации.

Переходный период от начальной загрузки до выхода в стационарный режим перегрузок

В начальной загрузке РБМК для компенсации избыточной реактивности используются ДП. В переходном периоде после их выгрузки вначале выгружается топливо, не достигшее проектной глубины выгорания, которое можно вернуть в реактор для дожигания. Было получено аналитическое решение для изменения скорости перегрузки топлива в переходном периоде и распределения выгорания в выгруженном топливе. Показано, что общая потеря в энерговыработке за переходный период по сравнению со стационарным режимом составляет 11.7% от энерговыработки одной полной загрузки, что эквивалентно перерасходу около 200 свежих TBC.

С использованием метода интегрального нейтронного баланса (С.М.Фейнберг) оценивалась максимально возможная экономия свежего топлива при повторном использовании недогоревшего топлива. Показано, что для получения максимального эффекта экономии все топливо (повторно используемое и свежее) должно выгореть до одинакового уровня, несколько меньшего, чем в стационарном режиме перегрузки. Выгорание выгружаемого топлива зависит от соотношения количества повторно используемого и свежего топлива и определяется из интегрального нейтронного баланса. Часть нейтронов в переходном периоде безвозвратно теряются в ДП. Связанные с этим потери составляют для рассмотренной модели 6.5% от полной загрузки. Следовательно максимально возможный эффект от дожигания топлива составляет 5.2%.

Метод интегрального нейтронного баланса дает лишь максимальную оценку эффекта и не позволяет определить, конкретного оптимального режима загрузки топлива повторного использования (ПИ). Условие поддержания критичности реактора накладывает определенные ограничения на возможные режимы дожигания и не позволяет дожечь топливо до одинаковой глубины выгорания, т.е. достичь максимального эффекта. Тем не менее, с помощью данного метода можно, во-первых, получить предельную оценку эффекта, а во-вторых, выявить некоторые черты оптимального режима, например, условие - не пережигать топливо выше определенного уровня.

Для определения конкретного вида оптимального режима дожигания топлива в переходном периоде решалась оптимизационная задача нелинейного программирования. Переменная скорость загрузки топлива ПИ представлялась в виде полиномиальной зависимости от времени, например: vR(t) = A. + tit + vt2+... . Момент начала дожигания TR и коэффициенты полинома X, v... рассматривались в качестве компонент вектора управления й = (Гл,Я,^,у...). Минимизируемым функционалом являлся полный расход топлива G(a) за период до выхода в стационарный режим перегрузки. Задача решалась методом сопряженных направлений Пауэла. Характер оптимального режима приведен на

рис.22. (R - количество возвращаемого топлива в долях от полной за!рузки).

(, 0Т11.ГЛ.

Рис.22. Оптимальная скорость возврата топлива (1 - возвращается все топливо, выгруженное к моменту Тц, 2- возвращается ~70% топлива)

Максимальный эффект экономии составил 5% от полной загрузки, или 83 свежие TBC. Полученный эффект близок к предельному, определенному методом интегрального нейтронного баланса.

Повторное использование топлива, выгруженного в период работы с ДП

В активной зоне с определенным количеством поглотителей (ОЗР на стержнях регулирования и ДП) среднее выгорание выгружаемого топлива определяется интегральным нейтронным балансом. В период работы реакторов РБМК с ДП в активной зоне топливо выгружалось с выгоранием меньше проектного из-за дополнительных потерь нейтронов. Так, топливо 2%-го обогащения вместо 20+21 МВт-сут/кг выгружалось при выгорании ~15 МВт-сут/кг. Топливо 2.4%-го обогащения выгружалось при выгорании 21+22 МВт сут/кг, хотя в реакторе без ДП могло бы достичь выгорания -27 МВт-сут/кг. Топливо, выгруженное в период работы с ДП, в современных условиях, когда ДП практически выгружены, имеет потенциал для повторного использования.

Рассматривались возможности повторного использования топлива без эрбия, выгруженного в период работы реакторов с ДП. Было установлено, что равномерная загрузка TBC ПИ совместно в ЭТВС во всю активную зону дает небольшой эффект экономии свежего топлива (~2%). Гораздо более эффективно размещение повторно используемого топлива на периферии реактора в крайних 2+3 рядах (ограничивающим число рядов фактором является рост радиального коэффициента неравномерности энерговыделения). В этом случае эффект экономии может составить ~5% и более. Увеличение экономии объясняется уменьшением радиальной утечки нейтронов при размещении выгоревшего топлива на периферии. На периферии можно размещать более выгоревшее

топливо, загрузка которого в зону плато не дала бы эффекта или даже привела бы к потерям. Дополнительными преимуществами размещения дожигаемого топлива на периферии являются: уменьшение темпа перегрузок и более щадящие условия эксплуатации.

Поскольку периферия заполняется топливом повторного использования постепенно, существует довольно длительный период перехода к новому стационарному режиму. Всего за -3000 суток работы можно сэкономить ~300 свежих ЭТВС. Загрузку топлива ПИ на периферию можно использовать для решения проблемы роста кампании уран-эрбиевого топлива при повышении обогащения. Среднее время пребывания топлива 2.4%-го обогащения в реакторе равно примерно 4.5 года, а при переходе на обогащение 2.8% увеличится почти до 6 лет. На периферии такое топливо может задержаться на 10 лет и более. Туда желательно загружать ОТВС повторного использования.

Использование топлива, выгруженного из реактора 1-го блока ИАЭС.

Реактор 1-го блока Игналинской АЭС был остановлен в конце 2004. В реакторе осталось значительное количество слабо выгоревшего топлива. Технически возможна перевозка топлива и его дожигание в реакторе 2-го блока ИАЭС. Задача о выборе оптимального режима дожигания была сформулирована автором и решалась совместно с сотрудниками.

В результате расчетов был найден оптимальный режим загрузки отработавших TBC (ОТВС) из 1-го блока во 2-ой с учетом его предполагаемой остановки в конце 2009 года. Для дожигания в реакторе 2-го блока было отобрано 1000 топливных сборок. Увеличение числа дожигаемых сборок свыше 1000 слабо влияет на экономию свежих TBC (СТВС), но приводит к заметному ускорению темпа перегрузок, а уменьшение - к недоиспользованию потенциала топлива 1-го блока. Оптимальным режимом является поочередная загрузка наиболее и наименее выгоревших ОТВС из числа отобранных для дожигания, чередуемая с загрузкой СТВС в соотношении близком к 1 ОТВС: 1 СТВС. ОТВС с энерговыработкой более 900 МВт-сут загружаются в 3 периферийных ряда.

Оптимальный режим дожигания, на который был получен патент, обеспечивает равномерный темп перегрузок, плавное изменение свойств активной зоны, поддержание характеристик, определяющих безопасность, в допустимых пределах. Расчеты показали, что можно сэкономить около 600 СТВС, что в денежном выражении составляет примерно 50 млн $. На основе расчетов была подготовлена программа дожигания топлива из 1-го блока на 2-ом блоке ИАЭС, которая осуществляется в настоящее время.

Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК-1000 из

эксплуатации

Несмотря на продление срок» службы реакторов РБМК-1000 на ~15 лет, наступит время, когда-то они начнут выводиться из эксплуатации. В отличие от

Игналинской АЭС на Российских АЭС большее число реакторов, а значит и больше возможностей для оптимизации расхода топлива. Была сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе нескольких реакторов (АЭС) из эксплуатации. Периоды между остановками реакторов задавались как внешние условия. Предполагалось, что они примерно соответствуют временным интервалам между пусками реакторов одной АЭС в эксплуатацию (~2+4 года). Оптимизируемым функционалом являлся общий расход свежего топлива за весь период вывода АЭС из эксплуатации. Накладывались ограничения на темп перегрузок, время между остановкой реактора, началом и концом выгрузки из него топлива для повторного использования, величину парового коэффициента реактивности. Естественным условием является поддержание критичности работающих реакторов. Схема движения дожигаемого топлива представлена на рис.23 - число дожигаемых ОТВС из ¡-го блока).

N1 8,2 бц 8ц

1-й 2-й 3-й 4-й

блок блок блок блок

№ СО | 10 5

Рис.23. Схема движения дожигаемого топлива

В качестве параметров управления рассматривались: 5у - доли топлива (от Ц), перегружаемые из ¡-го в ]-й реактор и со - доля сборок с наименьшим выгоранием при загрузке очередной партии ОТВС. Предполагается, что поочередно перегружаются наиболее и наименее выгоревшие ОТВС из Н.

Обозначим: С - расход свежего топлива (оптимизируемый функционал); Вт - максимальная глубина выгорания дожигаемого топлива; V - скорость перегрузок; £>, - доля ОТВС в топливе, загружаемом в у'-й реактор на / -ом этапе (¿=1,2,3, 7=2,3,4), 1-£у -доля СТВС. Оптимизационная задача формулируется следующим образом. Необходимо найти вектор управления й =

=(а>,8ц,6ц,52з), минимизирующий функционал 0(й), причем компоненты вектора управления и другие переменные должны удовлетворять следующим условиям и ограничениям: 0<и,<1, 0<е0<1, и¡+62^=1, критичность

Кп = К0, скорость перегрузки у<К„„ глубина выгорания дожигаемого топлива В<Вт. Загрузка и выгрузка топлива и поддержание критичности каждого реактора моделировались в точечном приближении.

Была написана программа расчета б, на вход которой подавались компоненты вектора ¡7. Для заданных значений н, определялся обмен топливом

между реакторами и его выгорание с учетом приведенных выше условий и ограничений. Поиск оптимального вектора осуществлялся последовательными шагами. Задавалось некоторое начальное значение вектора й0. Определялись значения в в ближайшей окрестности ¡10 с шагом Л и по всем компонентам и,-. Выбиралась точка с минимальным значением (?, и процесс повторялся. Для того, чтобы избежать попадания в локальные минимумы, менялся шаг Ли, и поиск осуществлялся из разных начальных точек. Рассматривалось уран-эрбиевое топливо 2.8%-го обогащения.

Моделирование последовательной остановки реакторов с интервалом ~3 года показало, что наименее эффективен режим последовательной перегрузки ОТВС в реактор, который будет выводиться следующим и подпитки остальных работающих реакторов свежим топливом. Значительно большую экономию можно получить, распределяя ОТВС остановленного реактора между продолжающими работать блоками. Эффект- оптимизации может составить от 60 до более 450 СТВС, в зависимости от того, насколько «разумно» первоначально выбран режим дожигания из «логических» соображений, а общий эффект от дожигания может достигать 1750+1850 СТВС, в зависимости от времени выдержки топлива перед перевозкой с блока на блок. Имеет смысл дожигать топливо с выгоранием не более 80% от проектного. Дожигание надо вести таким образом, чтобы после остановки всех реакторов различие в выгорании всего топлива-цисперсия былц минимальной.

На примере Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС оценен максимальный эффект от дожигания топлива из остановленных блоков в продолжающих работать реакторах. Предполагалось, что блоки будут останавливаться с такими же интервалами, с какими вводились в эксплуатацию. Выдержка топлива перед его возвратом в реактор составляла 1.5 года. Учитывалось ограничение на паровой коэффициент реактивности. Показано, что в оптимальном режиме на ЛАЭС и КАЭС можно сэкономить ~2 400 СТВС. Однако, если отсрочить остановку последнего реактора на 1.5 года, можно дополнительно сэкономить еще -400 СТВС. Увеличение интервала позволяет дожечь практически все ОТВС с подходящей глубиной выгорания в последнем реакторе. На Смоленской АЭС, имеющей 3 блока, в оптимальном режиме дожигания можно сэкономить около 1200 СТВС.

Таким образом, выводимые из эксплуатации реакторы РБМК содержат значительное количество топлива, которое можно дожечь в других реакторах той же АЭС, причем имеет смысл поиск оптимального режима перегрузок.

Заключение

Основные результаты работы сводятся к следующему. 1. На единой методической основе проанализированы различные способы уменьшения парового эффекта реактивности РБМК. Исследованы физические

механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

2. Проведенные исследования позволили выбрать оптимальный способ (добавление выгорающего поглотителя в топливо) и оптимальный поглотитель (эрбий), одновременно повышающий безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Данное техническое решение предложено впервые и не имеет аналогов.

3. Выполнены расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК. Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

4. Обеспечено научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, подготовку обоснований безопасности загрузки уран-эрбиевого топлива на блоках АЭС с РБМК, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива. В частности, исследовано влияние эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

5. Рассмотрены возможности дальнейшего улучшения характеристик РБМК путем повышения обогащения и содержания эрбия и их высотного профилирования.

6. Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. В этом случаев в качестве оптимального выгорающего поглотителя предложен европий.

7. На единой теоретической основе (метод интегрального нейтронного баланса) рассмотрены задачи оптимизации повторного использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК. Показаны возможности экономии свежего уран-эрбиевого топлива при повторном использовании топлива, выгруженного до внедрения эрбия.

8. Разработан и внедрен режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

9. Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК-1000 из эксплуатации.

Все результаты исследований и предложенные технические решения

являются новыми и оригинальными, что подтверждается 12 авторскими

свидетельствами и патентами.

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава внедрено на всех энергоблоках с реакторами РБМК. С 1995 года накоплен большой опыт его эксплуатации, подтвердивший прогнозируемые характеристики и доказавший работоспособность и высокую эффективность этого топлива. По всем параметрам уран-эрбиевое топливо превосходит обычное из двуокиси урана (глубина выгорания, надежность, эксплуатационные характеристики). Его использование, кроме повышения безопасности, надежности и экономичности, позволило:

- обеспечить выполнение других мероприятий, проводимых на реакторах РБМК (усовершенствование стержней регулирования, внедрение второй системы останова),

решить проблему быстрого заполнения бассейнов выдержки и хранилищ отработавшим топливом,

сократить время простоя реактора после вынужденной остановки, поставить задачу повышения единичной мощности блока на 5+10%.

Разработанная автором последовательность перегрузки TBC из остановленного 1-го блока Игналинской АЭС во 2-ой блок для их дожигания применяется в настоящее время.

Внедрение предложенного автором уран-эрбиевого топлива существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК. Внедрение режимов оптимального дожигания топлива также дает большой экономический эффект за счет экономии свежего топлива.

Основные положения диссертации изложены в следующих работах:

1. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Краюшкин A.B., Федосов A.M. Совершенствование топливной загрузки РБМК. - Атомная энергия, 1991, т.71, вып. 1, с.3-8.

2. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Использование выгорающих поглотителей в РБМК. - Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.344-345,

3. Федосов A.M. Влияние выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. - Атомная энергия, 1993, т.75, вып.1, с.67-69.

4. Афанасьева A.A., Федосов A.M., Дондерер Р., Эренштайн Д., Лиерман Р., Шумахер О., Циггель X. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС с учетом разрушения активной зоны. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2, с.87-92.

5. Шевалдин В.Н., Негривода Г.П., Воронцов Б.А., Роботько A.B., Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Федосов А.М.,Тишкин Ю.А., Новиков В.Г., Панюшкин А.К., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Бибилашвили Ю.К., Ямников B.C. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Игналинской АЭС. - Атомная энергия, 1998, т.85, вып.2, с.91-97.

6. Балыгин A.A., Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А.,

Федосов A.M. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. - Атомная энергия, 1999, т.86, вып.З, с.163-167.

7. Бурлаков Е.В., Балыгин A.A., Краюшкин A.B., Федосов A.M., Царева С.М. Глубина йодной ямы в РБМК на уран-эрбиевом топливе. - Атомная энергия, 2002, т. 93, вып.2, с. 83-87.

8. Быстриков A.A., Егоров А.К., Иванов В.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Федосов A.M., Купалов-Ярополк А.И., Панин В.М., Черкашов Ю.М. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000. -Атомная энергия, 2006, т.ЮО, вып.З, с. 165-170.

9. Федосов A.M. Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации. - Атомная энергия, 2007, т. 102, вып.5, с.284-290.

10. Аден В.Г., Петров A.A., Купалов-Ярополк А.И., Коваленко Е.К., Северинов Д.В., Панин В.М., Фсдосов A.M., Краюшкин A.B., Бурлаков Б.В. Повышение эффекгивности использования топлива в РБМК-1000. - Атомная энергия, 2007, т.103, вып.1, с.50-55.

11. Наумов В.И., Федосов A.M. Методика расчета эффектов реактивности с использованием трехмерной модели макроячейки. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.20-22.

12. Наумов В.И., Федосов A.M., Юрова JI.H. О чувствительности паровой составляющей мощностного коэффициента реактивности к изменению расхода теплоносителя через каналы с различной глубиной выгорания топлива. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.24-29.

13. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Пути модернизации активной зоны реакторов РБМК. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4, с. 19-21.

14. Крамеров А.Я., Кватор В.М., Кобзарь JI.JL, Федосов A.M., Николаев В.А., Рябов А.Н., Поляков В.К. Возможности создания TBC с пониженными температурами и выходами летучих продуктов двуокисного топлива и сниженным паровым эффектом реактивности. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1998, вып.1, с.80-87.

15. Panushkin А.К., Krajushkin A.V., Phedosov A.M., Nickolaev V.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Adding erbium to increase RBMK safety. - Nuclear Engineering International, November 1995, p.40-41.

16. Воронцов Б., Кривошеин Г., Юркявичус А., Федосов А., Краюшкин А. Усовершенствование активных зон реакторов РБМК-15 00 Игналинской АЭС. Внедрение уран-эрбиевого топлива. - Energetika (Lietuvos mokslq akademija), 2007, Nr.l, p.45-49.

17. Бурлаков Е.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Кузьмин А.Н., Романенко B.C., Федосов A.M. Нейтронно-физические исследования по повышению безопасности реакторов РБМК. - Сборник научных трудов ИАЭ им. Курчатова, 1989, с.24-28.

18. Наумов В.И., Федосов A.M. Оптимизация мощностного коэффициента реактивности канального кипящего реактора. - Математические модели ядерно-энергетических установок (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.56-60.

19. Наумов В.И., Федосов A.M. Об одном из способов улучшения парового коэффициента реактивности канального кипящего реактора. - Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.75-79.

20. Федосов A.M. Оптимизация переходного периода реактора с непрерывной перегрузкой топлива. - Моделирование и исследование нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1991, с.88-95.

21. Babaytsev M.N., Fedosov A.M., Glembotsky A.V., Krayushkin A.V., Kubarev

A.V., Romanenko V.S. The STEP AN Code for RBMK Reactor Calculation. -Preprint IAE-5660/5, 1993, 17 pp.

22. Balygin A.A., Davidova G.B., Fedosov A.M., Krayushkin A.V., Tishkin Yu.A., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A. Use of Uranium-Erbiuiiuand PlutoniumErbium Fuel in RBMK Reactors - In: Safety Issues Associated with Plutonium Involvement in the Nuclear Fuel Cycle, Moscow, Russia, 2-6 September 1997, Kluwer Academic Publishers, 1999, p. 121 -13 0.

23. Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.,A., Panushkin A.K., Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Yamnikov V.S. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. - In Proceedings of ICONE-4, March 1996.

24. Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A., Panushkin A.K. RBMK Fuel Assemblies: Current Status and Perspectives. -IAEA Proceedings of a Technical Committee Meeting on Water Channel Reactor Fuel. Vienna, December 1996.

25. Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Купалов-Ярополк А.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M., Бибилашвили Ю.К., Ямников B.C., Межуев

B.А., Панюшкин А.К. Разработка и эксплуатация активных зон реакторов РБМК с уран-эрбиевым топливом. - Сборник докладов на международную конференцию «Атомная энергетика на пороге XXI века», г.Электросталь, 810 июня 2000 г., с.201-206.

26. Купалов-Ярополк А.И., Черкашов Ю.М., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M., Черников О.Г. Перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо. Современный уровень и перспективы. - Там же, с.207-213.

27. Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Перспективы совершенствования активных зон с уран-эрбиевым топливом для РБМК. - Материалы научно-практического семинара "Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы", г. Электросталь, 23-25 апреля 2003 г. - с.93-100.

28. Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Федосов A.M. Экономический эффект от использования уран-эрбиевого топлива в РБМК. - Там же, с.31-37.

29. Межуев В.А., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Краюшкин A.B., Федосов A.M. Разработка и стратегия внедрения уран-эрбиевого топлива для реакторов РБМК. - Тезисы докладов международной конференции "Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций", Усть-Каменогорск, декабрь 1997.

30. Панюшкин А.К., Черкашов Ю.М., Николаев В.А., Купалов-Ярополк А.И., Рослов Г.И., Краюшкин A.B., Федосов A.M., Балыгин A.A., Бурлаков Е.В. Пути дальнейшего улучшения топливных характеристик активных зон РБМК.-Там же.

31. Федосов A.M. Совершенствование активной зоны РБМК. Современные мероприятия и перспективы. - Материалы семинара МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК». Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.

32. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. О влиянии конструкции стержней СУЗ и дополнительных поглотителей на коэффициенты и эффекты реактивности реактора РБМК. - Нейтронно-физи-ческие проблемы безопасности ядерно-энергетических установок. Тезисы докладов VI Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 1989 г. М: ЦНИИатоминформ, 1989, с.70-72.

33. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Анализ возможностей повышения безопасности действующих реакторов РБМК. - Там же, с.173-175.

34. Fedosov A.M., Krayushkin A.V., Novikov V.G., Tishkin Yu.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Analysis of Neutronic Characteristics of RBMK Core with Uranium-Erbium Fuel. - Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок. Тезисы докладов IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 1995 г., Т.1 -М.: МИФИ, 1995, с,229-231.

35. Балыгин A.A., Краюшкин A.B., Федосов A.M. Возможности утилизации плутония в РБМК с применением эрбия. - Эффективность и безопасность топливных циклов ядерной энергетики на основе плутония. Материалы X Международного семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 1997 г. -М.: МИФИ, 1997, с.31-34.

36. Давыдова Г.Б., Краюшкин A.B., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Расчеты решеток РБМК с уран-эрбисвым топливом по программе MCNP. - Там же, с.72-74.

37. Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А. Использование уран-эрбиевого топлива в реакторах РБМК. - Там же, с.75-77.

38. Краюшкин A.B., Федосов A.M., Купалов-Ярополк А.И. Пути совершенствования активной зоны реакторов РБМК с уран-эрбиевым топливом. - Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом. Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 2000 г., с. 17-19.

39. Гарусов Ю.В., Черников О.Г., Купалов-Ярополк А.И., Краюшкин A.B.. Федосов A.M., Тишкин Ю.А. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на ЛАЭС. - Там же, с.20-23.

40. Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M., Купалов-Ярополк А.И. Уран-эрбисвос топливо РБМК. Современное состояние и перспективы. - Физические проблемы эффективного и безопасного использования ядерных материалов. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2002 г., с.88-92.

41. Гольцев А.О., Краюшкин A.B., Федосов A.M. О возможности существенного повышения глубины выгорания топлива в РБМК. - Там же, с.148-149.

42. Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Федосов A.M. Минимизация утечки нейтронов в РБМК за счет дожигания отработавшего топлива. - Там же, с. 150-151.

43. Балыгин A.A., Краюшкин A.B., Федосов A.M., Царева С.М. Влияние уран-эрбиевого топлива на характеристики ксеноновых переходных процессов в РБМК.-Там же, с. 152-154.

44. Бурлаков Е.В., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Профилирование топлива РБМК. - Топливные циклы АЭС: экономичность, безопасность, нераспространение. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2004 г. М.: МИФИ, 2004, с.32-34.

45. Давыдова Г.Б., Захарова Л.Н., Краюшкин A.B., Новиков В.К., Федосов A.M. Оптимизация перегрузок в РБМК на уран-эрбиевом топливе. - Физические проблемы топливных циклов ядерных реакторов. Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 2006 г. М.: МИФИ, 2006, с.67-69.

46. Гераскин И.Н., Новиков В.Г., Федосов A.M. Исследование характеристик РБМК с уран-плутониевым топливом. - Там же, с.76-77.

47. Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Федосов A.M., Ушпурас Е., Римкявичус С., Кривошеин Г.С. Оптимальное дожигание топлива 1-го энергоблока в реакторе 2-го энергоблока Игналинской станции. -Там же,с.100-102.

Подписано в печать 23.12.08. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 2,5 Тираж 75. Заказ 97

Отпечатано в РНЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

- 1 8 Q 1 6

"* / /

2007367188

Введение.

Проблемы повышения безопасности и экономичности РБМК (обзор).

Глава 1. Физика парового коэффициента (эффекта) реактивности.

1.1 Паровой коэффициент реактивности бесконечной решетки.

1.2 Зависимость парового коэффициента реактивности от выгорания топлива.ЗЗ

1.3 Зависимость коэффициента размножения нейтронов однородной решетки от плотности воды.

1.4 Изменение характеристик по высоте активной зоны. Связь между аф и эффектом обезвоживания.

1.5 Коэффициенты реактивности и нестабильность энергораспределения.

1.6 Способы воздействия на паровой коэффициент реактивности.

1.7 Влияние структуры загрузки на коэффициенты реактивности.

1.8 Влияние распределения запаса реактивности на паровой коэффициент и другие характеристики РБМК.

1.9 Оптимизация поканального распределения расходов теплоносителя.

1.10 Роль парового эффекта реактивности в Чернобыльской аварии.

Выводы к главе 1.

Глава 2. Поиск оптимального способа уменьшения парового эффекта реактивности. Разработка уран-эрбиевого топлива.

2.1 Изменение характеристик РБМК в результате мероприятий по повышению безопасности.

2.2 Классификация способов воздействия на паровой коэффициент реактивности и эффект обезвоживания ТК.

2.3 Методическая база для сравнения вариантов.

2.3.1 Расчет ячейки реактора и подготовка двухгрупповых констант.

2.3.2 Одномерная модель для расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа ARC AN).

2.3.3 Трехмерная модель расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа COMAR).

2.4 Сравнение различных способов уменьшения парового эффекта реактивности в действующих реакторах.

2.4.1 Повышение обогащения топлива.:.

2.4.2 Повышение плотности топлива.1.

2.4.3 ТВС из 36 твэлов («плотные пучки»).

2.4.4 Увеличение диаметра твэлов и канала.

2.4.5 Использование стали в конструкции ТВС.

2.4.6 Резонансные поглотители вне топлива.

2.4.7 Уран-плутониевое топливо.

2.4.8 Использование тория.

Выводы к п.2.4.

2.5 Выбор выгорающего поглотителя для топлива РБМК.

2.5.1 Сравнение гадолиния и бора.

2.5.2 Изучение влияния выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. Выбор эрбия.

2.5.3 Свойства эрбия.

2.5.4 Оптимальное размещение эрбия в ТВС.

Выводы к главе 2.

Глава З.Работы по обеспечению внедрения и сопровождению эксплуатации уран-эрбиевого топлива.

3.1 Выбор обогащения топлива и содержания эрбия.

3.2 Выбор размеров опытных партий и обоснование безопасности их загрузки.

3.3 Моделирование и оптимизация процесса перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо.

3.3.1 Методика расчетов.

3.3.2 Оптимизация темпа и порядка выгрузки ДП.

3.3.3 Изменение характеристик реактора в переходном периоде.

3.3.4 Проверка эффективности замены ДП на эрбий расчетами методом Монте-Карло.

3.4 Разработка стратегии и научно-техническое сопровождение перевода реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо.

3.4.1 Этапы перехода на уран-эрбиевое топливо.

3.4.2 Научно-техническое сопровождение внедрения эрбия.

3.5 Анализ аварий реактора с уран-эрбиевым топливом.

3.6 Сочетание перехода на уран-эрбиевое топливо с другими мероприятиями по совершенствованию активных зон РБМК.

3.6.1 Кластерные и кобальтовые ДП.

3.6.2. Циркониевые дистанционирующие решетки.

3.6.3 Стержни с ленточным поглотителем (сборка 2477).

3.6.4 Стержни КРО.

3.6.5 Снижение оперативного запаса реактивности.

3.6.6 Роль уран-эрбиевого топлива в обеспечении других мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК.

3.7. Повышение обогащения уран-эрбиевого топлива.

3.8 Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива.

3.8.1 Зависимость стоимости ТВС от обогащения.

3.8.2 Экономический эффект для стационарного режима перегрузок.

3.8.3 Изменение экономического эффекта в процессе перехода на уран-эрбиевое топливо.

3.8.4. Оценка общего эффекта от внедрения уран-эрбиевого топлива.

Выводы к главе 3.

Глава 4. Анализ опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и дальнейшие перспективы применения выгорающих поглотителей в РБМК.

4.1 Игналинская АЭС.

4.2 Ленинградская АЭС.

4.3 Курская АЭС.

4.4 Смоленская АЭС.

4.5 Общие итоги внедрения уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000.

4.6 Характеристики реактора при изменении мощности. Сокращение времени простоя после внепланового останова.

4.7 Дальнейшее повышение выгорания топлива в РБМК. Профилирование обогащения и содержания эрбия.

4.8 Уран-плутониевое топливо для РБМК с эрбием и другими выгорающими поглотителями.

Выводы к главе 4.

Глава 5. Оптимальное использование топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.

5.1 Этапы жизненного цикла реактора РБМК.

5.2 Оптимальное дожигание топлива в начальном переходном периоде.

5.2.1 Обзор литературы.

5.2.2. Аналитическое решение задачи о расходе топлива в переходном периоде.

5.2.3. Оценка максимального эффекта от дожигания топлива.

5.2.4. Оптимизация режима дожигания.

Выводы к п.5.2.

5.3. Эффективное использование топлива при смене загрузки.

5.3.1 Дожигание ранее выгруженного топлива без эрбия при переходе на уран-эрбиевое топливо.

5.3.2 Использование ОТВС при ограничениях на срок службы сборок с уран-эрбиевым топливом.

Выводы к п.5.3.

5.4 Оптимальное использование топлива при выводе реакторов из эксплуатации.

5.4.1. Использование топлива остановленного первого блока ИАЭС на втором блоке.

5.4.2 Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМКиз эксплуатации.

Выводы к п.5.4.

Выводы к главе 5.

Актуальность работы

Примерно половина электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях России, приходится на долю реакторов РБМК. Несмотря на масштабные планы развития ядерной энергетики на базе реакторов ВВЭР, реакторы РБМК будут играть важную роль еще в течение десятков лет. Повышение безопасности и эффективности их эксплуатации было и остается насущной необходимостью.

Хотя авария на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. поставила под сомнение само существование реакторов РБМК, предпринятые сразу после аварии меры по повышению безопасности позволили продолжить их эксплуатацию. Одной из важнейших мер было снижение парового коэффициента реактивности и эффекта обезвоживания топливных каналов путем установки в активную зону дополнительных поглотителей. Безопасность была повышена ценой уменьшения выгорания топлива, т.е., в конечном итоге, снижения экономичности топливного цикла. Поиск технического решения, позволяющего повысить не только безопасность, но и экономичность реакторов РБМК, являлся актуальной задачей.

В диссертации научно обоснованы новые технические решения, внедрение которых внесло значительный вклад в развитие ядерной энергетики.

Цель работы - повышение безопасности и экономичности реакторов РБМК путем оптимизации состава топлива и режимов его использования. Для достижения поставленной цели работа велась в следующих направлениях. 1. Поиск оптимального способа снижения парового коэффициента (эффекта) реактивности действующих реакторов РБМК, приведший к разработке уран-эрбиевого топлива.

2. Расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности и экономичности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработка стратегия внедрения уран-эрбиевого топлива.

3. Научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива.

4. Разработка режимов эксплуатации, повышающих эффективность использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.

Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов

Для решения поставленных задач использовалась теория ядерных реакторов, аналитические и численные методы, математическое моделирование. Достоверность полученных результатов подтверждается опытом внедрения уран-эрбиевого топлива, сравнением предсказанных эффектов и прогнозных расчетов с результатами измерений на действующих реакторах, а также сравнением с расчетами по прецизионным программам и расчетами других авторов.

Научная новизна

Проанализированы различные способы уменьшения парового эффекта реактивности РБМК для выявления наиболее экономичного и перспективного с точки зрения реализации направления. Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

Выбран выгорающий поглотитель — эрбий, позволяющий при добавлении в топливо РБМК одновременно повысить безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Доказано, что предложенное техническое решение является наилучшим (оптимальным) в условиях действующих реакторов РБМК.

Разработан порядок перевода реакторов на новое топливо, позволяющий поддерживать характеристики реактора в допустимых диапазонах. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности, предусматривающая поэтапное повышение обогащения.

Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

Выполнено исследование влияния эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

Предложено и внедрено < новое топливо, существенно улучшившее характеристики РБМК.

Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. Показано, что в этом случае вместо эрбия лучше использовать европий.

Поставлены и решены задачи оптимизации повторного использования (дожигания) топлива РБМК в течение всего срока службы реактора, начиная от пуска и заканчивая выводом из эксплуатации.

Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Новизна предложенных технических решений подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Практическая ценность

Предложенное автором уран-эрбиевое топливо существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК, обеспечило возможность дальнейшего совершенствования топливного цикла (повышения глубины выгорания). Применение нового топлива позволило решить целый ряд проблем РБМК, таких как:

- уменьшение парового коэффициента (эффекта) реактивности до допустимого по безопасности уровня без ущерба для экономики;

- снижение расхода топлива и, как следствие, уменьшение скорости заполнения хранилищ отработавшего ядерного топлива;

- улучшение эксплуатационных характеристик реактора (увеличение запасов до лимитирующих параметров, уменьшение выхода топливных сборок из строя, смягчение последствий аварий, облегчение управления нейтронным полем при перегрузках и др.)

Разработанные автором оптимальные режимы повторного использования топлива позволяют существенно сократить расход свежего топлива.

Внедрение результатов работы

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава загружается с 1995 года на Игналинской АЭС, с 1996 года на Ленинградской АЭС и с 1999 года на остальных АЭС. В настоящее время на АЭС с РБМК-1000 загружается топливо 2-го поколения (обогащение 2.8%), а на Игналинской АЭС - уже 3-го поколения. Топливо без эрбия для РБМК больше не производится. Состав топлива всех поколений и порядок его загрузки защищены патентами.

Расчеты автора совместно с сотрудниками РНЦ «Курчатовский институт» и НИКИЭТ явились основой обоснований безопасности и решений по загрузке опытных партий и полного перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из 1-го блока во 2-ой блок Игналинской АЭС для их дожигания применяется в настоящее время. Предложенный режим перегрузки защищен патентом Литвы.

Апробация работы

Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, совещаниях, семинарах:

- Всесоюзные и международные семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ "Волга", 1984, 1989, 1995, 1997, 2000, 2002, 2004, 2006 г.г.);

- Международная конференция по ядерной энергетике ICONE-4, март 1996;

- Международный научно-технический семинар Ядерного общества «Уроки Чернобыля. Технические аспекты». Десногорск, 1996 г.;

- Международная конференция «Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций», Усть-Каменогорск, декабрь 1997 г.;

- Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века», г.Электросталь, 8-10 июня 2000 г.;

- Семинар МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК», Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.;

- Ежегодная конференция ОАО «ТВЭЛ» (ВНИИНМ), 2002 г.;

- Научно-практический семинар «Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы», г.Электросталь, 23-25 апреля 2003 г.;

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения», Москва-Курчатов, 19-22 октября 2004 г., а также опубликованы в виде статей в научных журналах и сборниках докладов на конференциях.

Работа по уран-эрбиевому топливу отмечена премией им. И.В.Курчатова в области научных исследований в 2007 году.

На защиту выносятся

1. Результаты сравнительного анализа различных способов уменьшения парового эффекта реактивности и выбор выгорающего поглотителя - эрбия, как оптимальный вариант для действующих реакторов РБМК. Результаты исследования механизма воздействия эрбия на паровой эффект реактивности.

2. Разработка стратегии поэтапного внедрения уран-эрбиевого топлива. Выбор содержания эрбия для начального и последующих этапов. Результаты прогнозных расчетов изменения характеристик РБМК.

3. Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива.

4. Результаты анализа опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и предложения по дальнейшему его совершенствованию (профилирование обогащения и содержания эрбия по высоте ТВС).

5. Результаты оптимизации повторного использования ТВС на разных этапах эксплуатации РБМК.

6. Постановка и результаты решения задачи об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Личный вклад автора

Все расчеты, касающиеся сравнения способов воздействия на паровой эффект реактивности, были проведены автором по написанным им компьютерным программам.

Автор создал библиотеку двухгрупповых констант, являющуюся составной частью программного комплекса STEP AN, с помощью которого были проведены основные расчеты по переводу реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Автор предложил добавлять эрбий в топливо для снижения парового эффекта реактивности и выравнивания энерговыделения, объяснил механизм воздействия эрбия на характеристики реактора.

Автор принимал непосредственное участие в разработке стратегии перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК.

Автором сформулированы задачи и проведен анализ результатов при моделировании перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо. Экономические оценки затрат в уран-эрбиевом топливном цикле выполнены автором.

Непосредственно автором был проанализирован ход загрузки уран-эрбиевого топлива на разных блоках РБМК и выработаны предложения по дальнейшему его совершенствованию, включая высотное профилирование.

Под руководством и при участии автора были проанализированы отдельные физические эффекты, вызванные переходом на новое топливо, а также рассмотрена задача выбора оптимального выгорающего поглотителя для уран-плутониевого топлива.

Автором разработана модель перегрузок топлива и основанная на ней оптимизационная программа, сформулирована и решена оптимизационная задача об использовании топлива при выводе реакторов из эксплуатации.

Объем и содержание работы

Диссертация содержит 287 страниц, включая 86 рисунков, 39 таблиц и состоит из введения, пяти глав, заключения и списка используемой литературы, содержащего 166 наименований.

Основные результаты работы сводятся к следующему.

1. Разработана методика и проведен анализ различных способов уменьшения парового эффекта реактивности РБМК для выявления наиболее экономичного и перспективного с точки зрения реализации направления. Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

2. Проведенные исследования позволили выбрать оптимальный способ (добавление выгорающего поглотителя в топливо) и оптимальный поглотитель (эрбий), одновременно повышающий безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Данное техническое решение предложено впервые и не имеет аналогов.

3. Выполнены расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК, предусматривающая поэтапное повышение обогащения. Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

4. Обеспечено научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, подготовку обоснований безопасности загрузки уран-эрбиевого топлива на блоках АЭС с РБМК, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива. В частности, исследовано влияние эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

5. Рассмотрены возможности дальнейшего улучшения характеристик РБМК путем повышения обогащения и содержания эрбия и их высотного профилирования.

6. Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. В этом случаев в качестве оптимального выгорающего поглотителя предложен европий.

7. На единой теоретической основе (метод интегрального нейтронного баланса) рассмотрены задачи оптимизации повторного использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК. Показаны возможности значительной экономии свежего уран-эрбиевого топлива при повторном использовании топлива, выгруженного до внедрения эрбия.

8. Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

9. Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК-1 ООО из эксплуатации.

Все предложенные технические решения являются новыми и оригинальными, что подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава внедрено на всех энергоблоках с реакторами РБМК. С 1995 года накоплен большой опыт его эксплуатации, подтвердивший прогнозируемые характеристики, и доказавший работоспособность и высокую эффективность этого топлива. По всем параметрам уран-эрбиевое топливо превосходит обычное из двуокиси урана (глубина выгорания, надежность, эксплуатационные характеристики). Его использование, кроме повышения безопасности, надежности и экономичности, позволило:

- обеспечить выполнение других мероприятий, проводимых на реакторах РБМК (усовершенствование стержней регулирования, внедрение второй системы останова), решить проблему быстрого заполнения бассейнов выдержки и хранилищ отработавшим топливом, сократить время простоя реактора после вынужденной остановки, поставить задачу повышения единичной мощности блока на 5-И0%.

Рекомендации автора по оптимальному дожиганию ранее выгруженного топлива используются на блоках Игналинской и Ленинградской АЭС.

Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из остановленного 1-го блока Игналинской АЭС во 2-ой блок для их дожигания применяется в настоящее время.

Внедрение предложенного автором уран-эрбиевого топлива существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК. Внедрение режимов оптимального дожигания топлива также дает большой экономический эффект за счет экономии свежего топлива.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Опыт создания мощных энергетических реакторов в СССР. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.117-126.

2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.

3. Емельянов И.Я., Еперин А.П., Алексаков А.Н. и др. Автоматическая система управления распределением мощности в энергетическом реакторе. Атомная энергия, 1980, т.49, вып.6, с.357-363.

4. Алексаков А.Н., Воронцов Б.А., Емельянов И.Я. и др. О деформации поля энерговыделения в РБМК. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.4, с.227-232.

5. Будников В.И., Косолапой С.В., Крамеров А.Я., Сабаев Е.Ф. Устойчивость радиально-азимутального энергораспределения в кипящих канальных реакторах. Атомная энергия, 1978, т.45, вып.5, с.331-335.

6. Романенко B.C. Некоторые вопросы физики РБМК. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1981, вып.5(18), с.8-20.

7. Александров А.П., Доллежаль Н.А. Развитие уран-графитовых канальных реакторов в СССР. Атомная энергия, 1977, т.43, вып.5, с.337-343.

8. Емельянов И.Я. Стабилизация полей энерговыделения в реакторе АЭС "Джентили". — Атомная техника за рубежом, 1973, №5, с.3-9.

9. Емельянов И.Я., Филипчук Е.Ф., Потапенко П.Т., Дунаев В.Г. Разработка и опыт эксплуатации системы управления энергораспределением реактора АЭС "Джентили-1". — Атомная техника за рубежом, 1978, №10, с.3-9.

10. Емельянов И.Я., Алексаков А.Н., Ефанов А.И. и др. Разработка и испытание системы локального автоматического регулирования реактора РБМК-1000. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып.1(5), с.3-16.

11. Пушкарев В.И., Жирнов А.Д., Сироткин А.П. О способах воздействия на коэффициенты реактивности в реакторах РБМК. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.6, с.386-389.

12. Емельянов И.Я., Жирнов А.Д., Пушкарев В.И., Сироткин А.П. Повышение эффективности использования урана в РБМК-1000. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.З, с.139-141.

13. Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции. РД-04-02-2001.

14. Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000 (2-я редакция). РДЭО 0137-2005.

15. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС — 89). ПНАЭ Г-1-024-90. М.,1991.

16. Наумов В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов. — М.: МИФИ, 2003.

17. А. Вейнберг, Е. Вигнер. Физическая теория ядерных реакторов. М: Издательство иностранной литературы, 1961.

18. Наумов В.И., Хромова М.Ф. Физический расчет канальных реакторов. М.: МИФИ, 1983.

19. Askew J., Fayers F., Kemshell P. A General Description of Lattice Code WIMS. Journal of British Nuclear Society, 1966, v.5, p.564-585.

20. Halsal M.J. A Summary of WIMS-D4 Input Options. Winfrith, AEEW-1337, 1980.

21. Кватор B.M., Краюшкин A.B. Описание многогрупповой диффузионной программы MDC. — Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/610285, 1985.

22. Балыгин А.А., Краюшкин А.В. Изменение реактивности и мощности РБМК при измерении парового коэффициента реактивности. Атомная энергия, 2006, т.100, вып.З, с.171-173.

23. Лиман Г.Ф., Майоров Л.В., Юдкевич М.С. Пакет программ MCU для решения методом Монте-Карло задач переноса излучений в реакторах. — Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып.7, с.27-31.

24. Briesmeister J.F. MCNP4A Monte Carlo N-Particle Transport Code System. - Los Alamos National Laboratory report, LA-12625-M, 1993.

25. Randall D., Jhon D.S.St. Xenon spatial oscilations. Nucleonics, 1958, v. 16, N 3, p.82-87.

26. Емельянов И.Я., Подлазов Л.Н., Алексаков A.H. и др. Влияние формы нейтронного поля энергетического реактора на его устойчивость. Атомная энергия, 1980, т.48, вып.5, с.301-303.

27. Романенко B.C., Краюшкин А.В. О влиянии распределения местных коэффициентов реактивности на стабильность нейтронного поля в РБМК. Атомная энергия, 1983, т.55, вып.5, с.272-274.

28. Наумов В.И., Федосов А.М. Оптимизация мощностного коэффициента реактивности канального кипящего реактора. — Математические модели ядерно-энергетических установок (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.56-60.

29. Наумов В.И., Федосов A.M. Об одном из способов улучшения парового коэффициента реактивности канального кипящего реактора. Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.75-79.

30. Наумов В.И., Федосов A.M., Хренников Н.Н. Способ перегрузки топлива в канальном кипящем реакторе на тепловых нейтронах. — Авторское свидетельство на изобретение №713352. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 05.10.1979.

31. Наумов В.И., Федосов A.M., Хренников Н.Н. Способ перегрузки топлива в канальномкипящем реакторе на тепловых нейтронах. Авторское свидетельство на изобретение №757021. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 21.04.1980.

32. Наумов В.И., Федосов A.M. Канальный кипящий реактор на тепловых нейтронах. -Авторское свидетельство на изобретение №1082190. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 09.07.1982.

33. Федосов A.M. О влиянии распределения запаса реактивности на параметры безопасности реакторов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-1008-90, 1990.

34. Федосов A.M. Трехмерная программа расчета эффектов реактивности реактора РБМК. -Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-932-90, 1990.

35. Наумов В.И., Федосов A.M. Методика расчета эффектов реактивности с использованием трехмерной модели макроячейки. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.20-22.

36. Наумов В.И., Федосов A.M., Щукин А.В. Способ теплоотвода от активной зоны кипящего ядерного реактора канального типа. Авторское свидетельство на изобретение №950063. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 07.04.1982.

37. Краюшкин А.В. Разработка и внедрение нестационарных математических моделей реактора РБМК. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. М., 2007.

38. Афанасьева А.А., Федосов A.M., Дондерер Р., Эренштайн Д., Лиерман Р., Шумахер О., Циггель X. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС с учетом разрушения активной зоны. — Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2, с.87-92.

39. Bohl W.,Luck L. SIMMER II: A Computer Program for LMFBR Disrupted Core Analysis. LA-11415-MS, 1990.

40. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.И. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК.- Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219-226.

41. Борщев В.П., Бурлаков Е.В., Жирнов А.Д. и др. Нейтронно-физические характеристики реакторов РБМК до аварии и после выполнения мероприятий по повышению безопасности

42. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, выпуск 1, 1992г., с.20-26.

43. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с.13-14.

44. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Под общей редакцией Ю.М.Черкашова./ М: ГУП НИКИЭТ, 2006.

45. Бурлаков Е.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Кузьмин А.Н., Романенко B.C., Федосов A.M. Нейтронно-физические исследования по повышению безопасности реакторов РБМК. — Сборник научных трудов ИАЭ им. Курчатова, 1989, с.24-28.

46. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Пути модернизации активной зоны реакторов РБМК. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4,с.19-21.

47. MacFarlane R.E., Muir D.W. The NJOY Nuclear Data Processing System, Version 91, Los Alamos National Laboratory report LA-12740-M, 1994.

48. Babaytsev M.N., Fedosov A.M., Glembotsky A.V., Krayushkin A.V., Kubarev A.V., Romanenko V.S. The STEPAN Code for RBMK Reactor Calculation. Preprint IAE-5660/5, 1993, 17 pp.

49. Войтовецкий С.В. Программа получения аппроксимационных формул функций многих переменных. Препринт ИАЭ-4109/15, М., 1985.

50. Соболь И.М., Сатников Р.Б. Выбор оптимальных параметров в задачах со многими критериями. М.: Наука, 1981.

51. Федосов A.M., Мясникова Е.В. Компактное представление двухгрупповых диффузионных констант ячеек для расчетов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/832788, 1987.

52. Романенко B.C., Краюшкин А.В. Расчетные исследования физических характеристик РБМК в переходном периоде. Атомная энергия, 1982, т.53, вып.6, с.367-373.

53. Осмачкин B.C., Борисов В.Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957, М., 1970.

54. Федосов A.M., Кватор В.М., Кубарев А.В. О выборе оптимального уран-графитового отношения в реакторе РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/809587, 1987.

55. Краюшкин А.В., Федосов A.M., Кватор В.М. и др. Исследование ядерной безопасности и технико-экономических характеристик перспективных топливных циклов действующих реакторов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-627-89, 1989.

56. Федосов A.M., Давыдова Г.Б., Глембоцкий А.В., Кватор В.М. Исследование ядерной безопасности РБМК на смешанном уран-плутониевом топливе. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-493-89, 1989.

57. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Роль пространственных эффектов в измерениях нейтронно-физических характеристик в больших энергетических реакторах. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 1, с.51-55.

58. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. — М: Энергоатомиздат, 1984.

59. Жирнов А.Д., Сироткин А.П., Брюнин С.В. и др. К вопросу об использовании металлического урана в энергетических канальных уран-графитовых реакторах. — Атомная энергия, 1973, т.34, вып.6, с.479-481.

60. Петров Ю.В., Ерыкалов А.И., Смирнова Т.Ф. Об устранении положительного парового коэффициента реактора РБМК. — Отчет предприятия п/я А-7291, инв.№050-216-2505, 1987.

61. Нечаев А.Ф. Современная стратегия развития внешнего топливного цикла АЭС: анализ работы СЯТЦ МАГАТЭ. Атомная энергия, 1989, т.66, вып.2, с. 122-130.

62. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Федосов A.M. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.

63. Проселков В.Н., Симонов К.В. Режимы и технология использования топлива в реакторах LWR. Атомная техника за рубежом, 1989, №4, с.3-12.

64. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Использование выгорающих поглотителей в РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.344-345.

65. Федосов A.M. Влияние выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. -Атомная энергия, 1993, т.75, вып.1, с.67-69.

66. Dastur A.R., Buss D.B. A CANDU Lattice with Zero Void Reactivity. AECL Report TTR-287, 1990.

67. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев A.B. Справочник по ядерно-физическим константам для расчетов реакторов. М: Атомиздат, 1960.

68. Panushkin А.К., Krajushkin A.V., Phedosov A.M., Nickolaev V.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Adding erbium to increase RBMK safety. Nuclear Engineering International, November 1995, p.40-41.

69. Jonsson A. Initial Physics Evaluation of Erbium as a Burnable Absorber in PWR. Transaction of American Nuclear Society, 1990, v.61, p.340-341.

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

71. Harris D.R. et al. Critical Experiments and Analysis for ABB-CE Fuel with Erbium Burnable Absorber. Transactions of American Nuclear Society, 1992, v.65, p.414-415.

72. Jonsson A. The Erbium Burnable Absorber. Transactions of American Nuclear Society, 1995, v.73, p.376-377.

73. Andersson S et al. ABB High Burnup Fuel. In Proc. of International Topical Meeting Top Fuel'99, 13-15 February 1999, France, p.83-94.

74. Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A., Panushkin A.K. RBMK Fuel Assemblies: Current Status and Perspectives. IAEA Proceedings of a Technical Committee Meeting on Water Channel Reactor Fuel. Vienna, December 1996.

75. Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.,A., Panushkin A.K., Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Yamnikov V.S. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. In Proceedings of ICONE-4, March 1996.

76. Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Панюшкин А.К., Федосов A.M. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора. Патент РФ №2065627. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.08.1996.

77. Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Панюшкин А.К., Федосов A.M. и др. Тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора. -Патент РФ №2141693. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.11.1999.

78. Шевалдин В.Н., Негривода Г.П., Воронцов Б.А., Роботько А.В., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M. и др. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Игналинской АЭС. Атомная энергия, 1998, т.85, вып.2, с.91-97.

79. Федосов A.M., Глембоцкий А.В., Тишкин Ю.А. Моделирование загрузки опытной партии ТВС с эрбием по программе STEPAN-R. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-09/24, 1993.

80. Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Анализ загрузки экспериментальной партии ТВС с уран-эрбиевым топливом во второй блок Ленинградской АЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/18, 1996.

81. Новиков В.Г., Федосов A.M. Оптимизация перевода РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №33-08/21, 1995.

82. Бурлаков Е.В., Воронцов Б.А., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А.,

83. Панюшкин А.К., Роботько А.В., Федосов A.M. Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора. — Патент РФ №2100852. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 27.12.1997.

84. Краюшкин А.В., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Общая концепция (стратегия) перевода реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 на уран-эрбиевое топливо. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/25, 1997.

85. Программа перевода АЭС с реакторами РБМК на уран-эрбиевое топливо. 1998.

86. Бабайцев М.Н., Новиков В.Г., Федосов A.M. Анализ проектных аварий реактора РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/12, 1995.

87. RELAP5/mod3.2 Code Manual. Volume I. NUREG/CR-5535, INEL-95/0174. June 1995.

88. Стратегия развития подотрасли атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010 года. Энергетическая стратегия России. ЦНИИАтоминформ, 1994.

89. Гордеев Б.К. Введение в экономику ядерного топливного цикла атомной энергетики. -М.: ЦНИИАтоимнформ, 2001.

90. The Economics of Nuclear Fuel Cycle. OECD/NEA, 1994.

91. Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. М: ИАЭ им. Курчатова, 1989.

92. Воронцов Б., Кривошеин Г., Юркявичус А., Федосов А., Краюшкин А. Усовершенствование активных зон реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС. Внедрение уран-эрбиевого топлива. Energetika (Lietuvos mokslij akademija), 2007, Nr.l, p.45-49.

93. Быстриков А.А., Егоров А.К., Иванов В.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M. и др. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000. — Атомная энергия, 2006, т. 100, вып.З, с. 165-170.

94. Аден В.Г., Петров А.А., Купалов-Ярополк А.И., Коваленко Е.К., Северинов Д.В., Панин В.М., Федосов A.M., Краюшкин А.В., Бурлаков Е.В. Повышение эффективности использования топлива в РБМК-1000. — Атомная энергия, 2007, т. 103, вып.1, с.50-55.

95. Менькин Л.И., Токарев В.И., Трубина В.К. и др. Реакторные и послереакторные исследования твэлов РБМК с уран-эрбиевым топливом. Атомная энергия, 1997, т.Г" вып.6, с.426-429.

96. Бурлаков Е.В., Балыгин А.А., Краюшкин А.В., Федосов A.M., Царева С.М. Глубина йодной ямы в РБМК на уран-эрбиевом топливе. Атомная энергия, 2002,т. 93,вып.2,с.83-87.

97. Федосов A.M. Совершенствование активной зоны РБМК. Современные мероприятия и перспективы. Материалы семинара МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК». Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.

98. Балыгин A.A., Бурлаков E.B., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. Атомная энергия, 1999, т.86, вып.З, с.163-167.

99. Иоффе Б.Л., Окунь Л.Б. О выгорании горючего в ядерных реакторах. Атомная энергия, 1956, т.1, вып.1, с.80.

100. Бартошек В. О переходных состояниях реакторов при перегрузках тепловыделяющих элементов. — Атомная энергия, 1964, т. 16, вып.4, с.315-324.

101. Кочуров Б.П. Оптимальный вывод реактора в стационарный режим перегрузки горючего. Атомная энергия, 1974, т.37, вып.1, с.66-70.

102. Кочуров Б.П. Многоточечная модель оптимальной стратегии достижения равновесного режима перегрузок топлива в ядерном реакторе. Атомная энергия, 2003, т.95, вып.З, с. 182185.

103. Батов В.В., Корякин Ю.И., Пушкарев В.И., Смирнов В.Г. Выбор оптимальных режимов эксплуатации топливной загрузки. In. Nuclear Energy Costs and Economic Development, IAEA-SM-126/46, 1970, p.339-347.

104. Еперин А.П., Рябов В.И., Варовин И.Я. и др. Перегрузка топлива в реакторах Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1985, т.58, вып.4, с.219-220.

105. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Повторное использование недогоревшего топлива реакторов типа РБМК. Отчет ИАЭ, инв.№33/410883, 1983.

106. Suzuki A., Kiyose R. Application of Linear Programming to Refueling Optimization for Light Water Moderated Power Reactors. Nuclear Science and Engineering, 1971, v.46, p.l 12-130.

107. Sauar Т.О. Application of Linear Programming to In-Core Fuel Management Optimization in Light Water Reactors. Nuclear Science and Engineering, 1971, v.46, p.274-283.

108. Федосов A.M. Оптимальное дожигание повторно используемого топлива в реакторе типа РБМК. Отчет ИАЭ, инв.№33/728986, 1986.

109. Федосов A.M. Оптимизация переходного периода реактора с непрерывной перегрузкой топлива. В сб.: Моделирование и исследование нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1991, с.88-95.

110. Краюшкин А.В., Захарова JI.H., Новиков В.Г., Федосов А.М. Разработка методики для расчетного моделирования профилированных ТВС и выполнение вариантных расчетов. — Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-05/64, 2005.

111. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006, с.267-268.

112. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1979.

113. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование. М.: "Мир", 1975.

114. Шевелев Я.В. О формах хозрасчетных взаимоотношений в электроэнергетике при наличии ядерных электростанций. Препринт ИАЭ-3455/3, 1981.

115. Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Федосов A.M. и др. Анализ характеристик ТВС для повторного использования в условиях перехода на уран-эрбиевое топливо. Рекомендации по повторному использованию ТВС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №33-08/16, 1998.

116. Захарова J1.H., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Обоснование безопасности загрузки ОТВС ПИ 2% обогащения на энергоблоке №2. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-04/76, 2004.

117. Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Петров А.А. и др. Обоснование продления срока эксплуатации энергоблоков с РБМК. Атомная энергия, 2006, т. 100, вып.4, с.328-335.

118. Захарова Л.Н., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Обоснование безопасности ■ дожигания топлива в реакторе 2-го энергоблока ИАЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-03/127, 2003.

119. Давыдова Г.Б., Новиков В.Г., Федосов A.M. и др. Обоснование загрузки ОТВС 1-го энергоблока в реактор 2-го энергоблока ИАЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-05/05, 2005.

120. Федосов A.M. Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации. Атомная энергия, т. 102, вып.5, с.284-290.

121. Технологический регламент по эксплуатации Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500. -ПТОэд-0905-1В5, О-З 80, Литва, Висагинас, 2001.

122. In-Depth Safety Assessment of Ignalina NPP. Final Report, October 1996.

123. Uspuras E., Rimkevicius S., Krivosein G., Sladkopevcev A., Krajuskin A., Fedosov A., Burlakov E. Kanalinio urano-grafito reaktoriaus eksploatacijos bfldas. Patentas Nr.5326 (LT) 2006.03.27 (paraiskos padavimo data 2005.06.16).

124. Бабайцев M.H., Глембоцкий A.B., Краюшкин A.B., Кубарев А.В., Федосов A.M. Аннотация программы STEP AN. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2000, вып. 1, с.79-82.

125. Чечеткин Ю.В., Новоселов А.Е., Голованов В.Н. и др. Обращение с ядерным топливом АЭС в условиях эксплуатации и хранения. — Дмитровград, 2005.

126. Типовой технологический регламент по эксплуатации АЭС с реактором РБМК-1000. — НИКИЭТ, инв.№ Е 40-2941 от 25.12.2001.

127. Ямников B.C. и др. Сбор и анализ материалов по условиям эксплуатации и работоспособности твэлов с диоксидным и уран-эрбиевым топливом. — Отчет ФГУП ВНИИНМ, инв.№9153, 1999.