автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Сравнительный анализ эффективности использования различных схем спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах

На правах рукописи

Вин Ту

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

05.14.03 — ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

Москва-2013

005058118

Работа выполнена в Национальном исследовательском ядерном университете «Московский инженерно-физический институт»

НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ:

Кандидат физико-математических наук, доцент Савандер В.И., НИЯУ МИФИ

ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОПОНЕНТЫ:

Доктор технических наук,

Федосов A.M., начальник лаборатории,

НИЦ «Курчатовский институт»

ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ:

Кандидат технических наук, Шмонин Ю.В., начальник лаборатории, ОАО «ВНИИАЭС»

ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Защита состоится « 22 » мая 2013 г. в 15 час. 00 мин, на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 НИЯУ МИФИ по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЯУ МИФИ.

Автореферат разослан « 19 » апреля 2013 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенном печатью организации, по адресу НИЯУ МИФИ.

Ученый секретарь диссертациошюго совета д.ф.-м.н., профессор

И.И. Чернов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Спектральное регулирование запаса реактивности в реакторах с частичиыми перегрузками топлива позволяют в открытом и замкнутом топливных циклах повысить выгорание топлива без изменения обогащения. Снижение расхода природного урана на топливо подпитки в реакторах на тепловых нейтронах является актуальной задачей для современного этапа развития ядерной энергетики.

Цель работы. Целью настоящей работы являлось выявление нейтронно-физических особенностей различных способов организации спектрального регулирования запаса реактивности в тепловых реакторах и оценка преимуществ спектрального регулирования запаса реактивности с точки зрения повышения выгорания топлива и снижения расхода природного урана в открытом и замкнутом топливном цикле ядерной энергетики.

В работе осуществлялось решение следующих прикладных задач.

• Разработка численных методов анализа нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов при использовании спектрального регулирования запаса реактивности на основе полиячеечных моделей и метода вероятности первых столкновений.

• Сравнительный анализ различных технических способов реализации спектрального регулирования в реакторах на тепловых нейтронах.

• Определение величины максимального эффекта в повышении выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах с уран-плутониевым и уран-ториевым топливом при работе в открытом и в замкнутом топливном циклах.

Научная новизна работы

• Разработана методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с различными техническими способами осуществления спектрального регулирования на основе метода вероятности первых столкновений и с использованием программного комплекса GETERA.

• Впервые показано, что величина дополнительного выигрыша в выгорании топлива при непрерывном характере спектрального регулировании запаса реактивности в реакторе тина ВВЭР-1000 не зависит от конкретного способа реализации спектрального регулирования.

• Рассмотрено применение спектрального регулирования и получены оценки выигрыша от его применения при работе реактора типа ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле с повторным использованием регенерированного урана и плутония с низким содержанием четных изотопов.

Практическая значимость работы

• Разработанная методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с использованием программного комплекса GETERA на основе детального описания структуры TBC с помощью полиячеек может быть использована при расчетах TBC с микро-твэльной засыпкой при различных схемах частичных перегрузок топлива

• Расчетный анализ различных технических способов осуществления спектрального регулирования может бьггь использован при практической реализации спектрального регулирования запаса реактивности в перспективных реакторах с ториевым топливным циклом.

• Полученные результаты расчетного анализа с повторным использованием регенерированного урана и плутония могут служить основой для проектирования реакторов с регулируемым спектром нейтронов в замкнутом топливном цикле.

Основные положения, выносимые на защиту

• Разработанная полиячеечная модель процесса выгорания ядерного топлива в бесконечной решетке TBC, в которой критичность поддерживается за счет изменения водо-топливного отношения различными техническими способами.

• Результаты расчетно-теоретического анализа выгорания топлива при осуществлении спектрального регулирования в уран-плутониевом и уран-ториевом топливном циклах.

• Результаты и выводы использования регенерированного урана и плутония для топлива подпитки реакторов типа ВВЭР-1000 при работе в замкнутом топливном цикле со спектральным регулированием запаса реактивности.

Достоверность полученных результатов и выводов базируется на использовании широко апробированного в реакторных расчетах программного комплекса GETERA, совпадении результатов тестовых расчетов для известных вариантов топливных циклов ВВЭР и физической непротиворечивости результатов расчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 92 страницах, содержит 30 таблицы, 18 рисунков и список цитируемой литературы из 28 наименований.

Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на XVI и XVII школах-семинарах по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2010» и «ВОЛГА-2012»; на Научных сессиях НИЯУ МИФИ в 2010,2011 и 2012 г.г.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 5 работ в научных журналах и сборниках трудов конференций и семинаров, в том числе 2 статьи в рецензируемых журналах.

4

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность проведенных исследований, сформулирована цель работы, указаны научная новизна, практическая значимость и достоверность полученных результатов, изложены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе приведено описание методов анализа реактора с компенсацией избыточной реактивности путем спектрального регулирования запаса реактивности. Описаны математическая модель и методика расчета выгорания топлива с использованием программы GETERA при спектральном регулировании запаса реактивности. Выполнен сравнительный анализ полученных результатов точечной модели и расчетов с помощью программного комплекса GETERA при спектральном регулировании запаса реактивности.

Во второй главе рассмотрены различные технические способы реализации спектральным регулированием запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах, и описана методика численного расчета выгорания топлива при частичных перегрузках. Были выбраны следующие способы реализации спектрального регулирования:

1) применение вытеснителей, введение которых в активную зоны снижает объемную долю замедлителя нейтронов;

2) применение в качестве теплоносителя смеси легкой и тяжелой воды, с изменяемой в процессе кампании доли тяжелой компоненты;

3) изменение плотности теплоносителя или содержания пара в теплоносителе по высоте TBC.

Для применения вытеснителей в качестве регулятора водо-топливного отношения в TBC необходимо осуществить модернизацию конструкции существующей TBC. Для этого рассмотрена конструкция TBC (рис. 1), разрабатываемая для применения в перспективном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

Рис. 1. TBC с 306 твэлами и 13 вытеснителями: 1 - шестигранные вытеснители, 2 - цилиндрические стержни. 5

В этой TBC предусмотрены водяные каналы, в которых возможно введение и извлечение различных вытеснителей. В качестве вытеснителей для осуществления изменения водо-топливного отношения в активной зоне рассматриваются как инертные вытеснители, слабо поглощающие нейтроны, так и «черные» вытеснители, состоящие из природного или обедненного урана.

Применение в качестве теплоносителя смеси обычной воды с тяжелой водой с регулированием тяжелой компоненты. Имеется и другой способ изменения водо-топливного отношения в акшвной зоне — разбавление основного замедлителя (воды) материалами с другими замедляющими свойствами. В частности, рассмотрен вариант смеси тяжелой и легкой воды, так что по мере выгорания топлива содержание тяжелой компоненты уменьшается. В этом варианте температура и давление теплоносителя практически не меняются, что является положительным фактором, но требуются большие расходы тяжелой воды.

Регулирование плотности теплоносителя или содержания пара в нем по высоте TBC. Расчетный анализ выгорания топлива при спектральном регулировании проводился в предположении возможности изменения плотности замедлителя в процессе выгорания топлива. Изменение плотности теплоносителя связано с изменением давления и температуры, что будет оказывать влияние на теплофизические характеристики реактора. Эти расчеты произведены главным образом для того, чтобы оценить нейтронно-физические характеристики реактора со спектральным регулированием запаса реактивности.

Проект ВВЭР-МТ основан на комплексе предварительных НИОКР, выполненных НИЦКИ, ВНИИАМ и рядом других предприятий по обоснованию применения микротвэлов (МТ) в условиях активной зоны реакторов типа ВВЭР. Особенности теплогидравлики TBC с микротвэлами позволяют увеличить мощность реактора, допустить объемное кипение в наиболее энергонапряженных TBC. В кипящих реакторах со стержневыми твэлами максимальное паросодержание имеет место на выходе. Поэтому использование кипения для реализации спектрального регулирования запаса реактивности неэффективно. Кипение в центре по высоте TBC с МТ позволяет эффективно реализовать спектральное регулирование.

В работе рассмотрен способ реализации спектрального регулирования в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах с шаровыми твэлами. В этих реакторах осуществляется непрерывная перегрузка топлива и отсутствует необходимость в создании системы компенсации избыточной реактивности. Однако изменение графито-топливного отношения в процессе кампании может привести к большему накоплению и использованию вторичного топлива с целью повышения выгорания.

В третьей главе представлены результаты расчета глубины выгорания топлива, проведенные с использованием разработанных методик, как для способа спектрального регулировании запаса реактивности, так и при компенсации избыточной реактивности поглотителем. Расчеты проводились для уран-плутониевого и уран-ториевого топливных циклов с различ-

ной кратностью перегрузок топлива. Приведено обсуждение полученных результатов с точки зрения нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов.

Были рассмотрены два варианта с различным обогащением топлива подпитки, а именно 4,4 и 4,95 % по урану-235. Первый вариант относится к топливу, используемому в настоящее время на реакторах ВВЭР-1000 с четырьмя годичными кампаниями реактора. Второй вариант соответствует топливу для реактора ЛЭС-2006, в которых предполагается применение удлиненных кампаний до 1,5-2,0 лет, то есть с кратностью два или три. Полученные результаты представлены в табл. 1.

Таблица 1

Глубина выгорания топлива в зависимости от кратности перегрузки при спектральном и жидкостном способе компенсации избыточной реактивности

Обогащен ие топлива, % Кратность перегрузки п Минимальное значение водо-топливного отношения Максимальное значение водо-топливного отношения Глубина выгорания, МВтсуг/кг Выигрыш в глубине выгорания, %

Спектральное регулирование Жидкостная система компенсации

4,40 1 1,02 3,48 32,1 28,7 12,1

2 1,71 3,48 41,7 38,0 9,7

4 2,33 3,48 48,4 453 6,8

4,95 1 0,92 3,48 36,9 32,9 12,1

2 1,63 3,48 48,1 43,6 10,1

3 2,02 3,48 52,6 48,8 7,8

5 2,45 3,48 57,1 53,9 6,0

Для сравнения в табл. 2 приведены относительные выгорания топлива для схем частичных перегрузок топлива с жидкостной системой регулирования критичности и непрерывного спектрального регулирования нейтронов.

Таблица 2

Относительное выгорание топлива при частичных перегрузках

Обогащение Кратность перегрузки п Спектральное

топлива, % 1 2 3 4 5 регулирование

4,40 1,0 1,28 1,45 1,55 1,62 1,12

4,95 1,0 1,28 1,48 1,54 1,63 1,12

Результаты расчетов показывают, что выигрыш в выгорании для схемы непрерывного спектрального регулирования по отношению к схеме однократных перегрузок существенно меньше, чем при использовании частичных перегрузок топлива. Это связано с несколькими

7

факторами. Во-первых, как отмечалось выше, критичность в конце кампании для этого варианта, как и для схемы однократных перегрузок, осуществляется на нуклидном составе выгружаемого топлива, так что накапливаемый плутоний не успевает выгореть. Во-вторых, в начале кампании при малых значениях величины водо-топливного отношения возрастает роль реакции радиационного захвата по отношению к реакции деления на уране-235, что снижает энерговыработку и приводит к повышенному накоплению паразитного изотопа ура-на-236. Изменение отношения сечения захвата урана-235 к делению и отношения сечения захвата урана-233 к делению при спектральном и жидкостном способе компенсации избыточной реактивности представлено на рис 2. Для анализа рассмотрена достижимая глубина выгорания при однократной перегрузке топлива со спектральным регулированием нейтронов и с компенсацией избыточной реактивности поглотителями при различных топливных циклах. Полученные результаты представлены в табл. 3.

Таблица 3

Оценка достижимой глубины выгорания при однократной перегрузке топлива со спектральным регулированием нейтронов

Топливо Обогащение топлива, % с' тШ г" ^ тах Глубина выгорания, МВтсут/кг Выигрыш в глубине выгорания, %

При спектральном регулировании При компенсации реактивности поглотителями

(ТЬ+и-233)02 2,5 0,99 3,63 21,9 15,2 44,5

2,7 0,89 3,63 28,0 18,8 48,6

(ТЬ+и-235-90%)02 5,0 1,47 3,63 36,0 29,5 21,9

6,0 1,27 3,63 49,0 39,6 23,7

7,0 1,12 3,63 60,8 48,7 24,7

ио2 4,40 1,02 3,48 32,1 28,6 12,1

4,95 0,92 3,48 36,9 32,9 12,1

(Ри'"+и-238)02 7,0 2,12 3,48 16,0 14,6 10,0

8,0 1,82 3,48 21,0 18,9 11,5

* - Минимальное значение водо-топливного отношения; ** - Максимальное значение водо-топливного отношения; *** -60%Ри-239+25?йРи-240+И9йРи-241+4%Ри-242.

Наибольший выигрыш в выгорании топлива получается в ториевом топливе с ураном-233, поскольку отношение сечения захвата урана-233 к делению намного меньше, чем отношение сечения захвата урана-235 к делению. Поэтому оказались, что выигрыш в глубине выгорания топлива главным образом зависит от диапазона водо-топливного отношения и типов делящихся изотопов в топливе.

0,36

0,16

—При спеетрачыюм регулировании запаса реактивности

----Прн компенсация реасшвностн

поглотителями

О 10 20 30 40

Глубина выгорания топлнва В, МВт-стт/кг

Прн спектральном регулировании

запаса реактивности

----Прн компенсации реактивности

шлжгпггелямн

10 20 Глубипа выгорания топлпва В, MUT-cvi/KI

30

Рис. 2. Изменение отношения сечения захвата урана-235 к делению и отношения сечения захвата урана-233 к делению при спектральном и жидкостном способе компенсации избыточной реактивности.

Рассмотрен вариант спектрального регулирования путем изменения состава замедлителя, который представляет собой смесь легкой и тяжелой воды, при котором по мере выгорания топлива содержание тяжелой компоненты уменьшается. Результаты расчетного анализа преимуществ этого способа спектрального регулирования представлены в табл. 4.

Таблица4

Выгорание топлива при спектральном и жидкостном способе компенсации избыточной реактивности для трехкратной перегрузки

Обогащение топлива UO2, % Содержание D2O в начале работы реактора, % Глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг Выигрыш в глубине выгорания топлива, %

Смесь h2o+d2o Обычный вариант (н2о) с поглотителем

4,40 41,4 45,8 42,7 7,2

4,95 43,3 52,3 48,8 7,3

Полученные результаты показывают, что выигрыш в глубине выгорания топлива при трехкратной перегрузке получается около 7 %, при этом требуется, чтобы в начале кампании содержание тяжелой компоненты в теплоносителе составляло 43 %.

Далее рассматривались способы спектрального регулирование избыточного запаса реактивности с помощью вытеснителей, в качестве которых были выбраны циркониевые и урановые цилиндрические стержни. В начале работы реактора все вытеснители находятся в TBC. В процессе выгорания топлива вытеснители извлекаются го активной зоны. Количество вытеснителей выбирается в зависимости от кратности перегрузок топлива. Были рассмот-

репы три типа TBC с различными количествами вытеснителей (13, 19 и 32) при сохранении размера TBC, количества твэлов, материала оболочек твэлов и тепловой мощности TBC, характерных для реактора типа ВВЭР-1000. Характеристики рассмотренных вариантов TBC с циркониевыми вытеснителями представлены в табл. 5.

Таблица 5

Характеристики TBC с вытеснителями

Наименование, размерность Вариант

1 2 3

Количество твэлов в TBC, шт 306 336 323

Шаг решетки, мм 11,75 10,8 10,0

Радиус эквивалентной ячейки твэлов, мм 6,17 5,67 5,25

Количество вытеснителей в TBC, шт 13 19 32

Радиус вытеснителей, мм 16,32 15,0 13,89

Разбавление при введенных всех вытеснителях, Cmi„ 3,16 2,19 1,51

Разбавление при извлеченных всех вытеснителях, Сжа 4,79 4,03 4,27

Расчеты проводились для варианта с непрерывным и одномоментным одновременным извлечением всех вытеснителей. Непрерывное извлечение моделируется следующим образом. Сам вытеснитель делится на несколько зон (слоев) и очередное извлечение вытеснителей представляется как извлечение одного слоя, на место которого размещается слой воды. Слои извлекаются последовательно начиная с периферийного и кончая центральным. Полученные результаты представлены в табл. 6.

Таблица 6

Глубина выгорания топлива при различных способах извлечения вытеснителей при трехкратной перегрузке топлива

Обогащение топлива, % Средняя глубина выгорания, МВтсут/кг Выигрыш в глубине выгорания, %

При компенсации реактивности поглотителями При последовательном извлечении вытеснителей

4,95 57,3 61,2 6,8

Полученные результаты показывают, что при трехкратной перегрузке топлива выигрыш в глубине выгорания топлива при непрерывном спектральном регулировании нейтронов составляет примерно 7 %. Табл. 6 показывает, что при спектральном регулировании способы его реализации слабо влияют на выигрыш в выгорании топлива. А выигрыш в выгора-

нии главным образом зависит от диапазона изменения водо-тошшвного отношения и типов делящихся изотопов, содержанок в загружаемом топливе.

В четвертой главе рассматривается работа реактора типа ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле. В реакторах корпусного типа, к которым относятся реакторы типа ВВЭР-1000, для повышения эффективности использования топлива наряду с повышением обогащения топлива подпитки одновременно увеличивают кратность частичных перегрузок. Так, например, для топлива с обогащением 4,95 %, осуществляют пятикратную перегрузку с годичной кампанией реактора, в результате чего среднее выгорание выгружаемого топлива достигает величины 55-60 МВт сут/кг U. Это соответствует оптимальной стратегии использования топлива в открытом топливном цикле, когда отработавшее топливо не перерабатывается, а отправляется на длительное хранение. Всемерное повышение выгорания выгружаемого топлива является оптимальной стратегией использования топлива, поскольку достижение максимального выгорания выгружаемого топлива снижает расход природного урана.

Однако длительность перегрузки топлива составляет заметную часть времени от длительности одной кампании реактора Именно поэтому с экономической точки зрения в настоящее время осуществляется переход на длительность кампании реактора в полтора года, а в перспективе рассматривается удлинение кампании до двух лет. Наряду с экономическими выгодами такого перехода, с физической точки зрения он сопровождается двумя негативными факторами: увеличивается запас реактивности на одну кампанию и при сохранении прежнего обогащения топлива подпитки снижается кратность перегрузки. Компенсация повышенного запаса реактивности требует применения наряду с жидкостной системой, основанной на растворении в теплоносителе борного поглотителя, применения интегрированного в топливной элемент выгорающего поглотителя, что повышает коэффициент неравномерности энерговыделения по твэлам TBC.

Снижение кратности перегрузок приводит к снижению выгорания выгружаемого топлива. Так, например, в простой модели выгорания топлива в зависимости от кратности перегрузки получено выражение

О)

л + 1

где В„ - выгорание выгружаемого топлива при п - кратной перегрузке, а Bi - соответственно при однократном использовании (режим работы транспортных реакторов). При переходе работы на полуторагодичную кампанию кратность перегрузки снижается с пяти до трех, поэтому снижение выгорания за счет этого в соответствии с (1) будет составлять 10 %, а для двухгодичной кампании кратность перегрузки топлива снизится до двух, а проигрыш в выгорании составит 20 %.

Для снижения величины проигрыша в выгорании рассматривается возможность применения для этих режимов перегрузки спектрального регулирования запаса реактивности. В этом случае за счет снижения непроизводительных потерь нейтронов в выгорающем погло-

11

тителе можно повысить выгорание топлива и снизить проигрыш в выгорании за счет снижения кратности перегрузки до 3-5 %.

Другой подход основан на повышении начального обогащения топлива до значений выше 5 %, чтобы сохранить кратность перегрузки. Но при этом выгорание топлива хотя и повысится, но за счет увеличения расхода природного урана для получения топлива более высокого обогащения.

Программа развития ядерной энергетики России на длительную перспективу предполагает замыкание ядерного топливного цикла путем переработки отработавшего ядерного топлива и вовлечение в ядерную энергетику реакторов на быстрых нейтронах. При переработке выгоревшего топлива реакторов типа ВВЭР-1000 в топливный цикл возвращается остаточное содержание делящегося изотопа урана 235и и накопившегося плутония энергетического качества, изотопный состав которого содержит высокую долю четных изотопов. При повышении выгорания топлива в нем снижается содержание делящегося изотопа ши, накапливается нечетный изотоп 23би, одновременно растет концентрация плутония, но с уменьшенным содержанием делящихся изотопов (табл. 7).

Таблица 7

Содержание регенерированного урана и плутония и их изотопный состав в выгружаемом топливе в зависимости от кратности перегрузки

Величина Кратность neper] зузки

Я=1 «=2 *=3 п=4 и=5

Содержание изотопов урана и плутония в ОЯТ, г/твэл

Общее количество регенерированного урана 1386,9 1369,9 1361,5 1356,2 1352,6

Общее количество плутония 17,89 20,08 20,80 21,53 21,97

Изотопный состав урана в ОЯТ, %

и 2,33 1,75 1,52 1,38 1,30

97,16 97,64 97,84 97,96 98,03

0,51 0,61 0,64 0,65 0,67

Изотопный состав плутония в ОЯТ, %

/J8Pu 0,81 1,45 1,40 2,03 1,99

^Pu ' 67,48 61,59 59,44 57,43 56,29

i4uPu 17,89 19,57 20,28 20,95 21,19

i4'Pu 11,38 13,77 14,69 14,86 15,23

2«pu 2,44 3,62 4,20 4,73 5,30

При возврате в топливный цикл остаточного количества делящихся изотопов урана и плутония стратегия на всемерное повышение выгорания не кажется убедительной. Возможно, в качестве стратегии будет выступать критерий минимума расхода природного урана на топливо подпитки. Если рассмотреть альтернативный вариант использования топлива с однократным циклом, то выгружаемое топливо уже содержит критическую концентрацию де-

12

лящихся иуклидов. Для выработки энергии в течение кампании в регенерированный уран необходимо добавить обогащенный уран, так что оптимальная стратегия может заключаться в минимизации расхода природного урана для получения требуемого количества топлива подпитки, которое должно обеспечить заданную величину выгорания топлива. Однако для однократного цикла при заданном обогащении топлива создается максимальный запас реактивности. Если для его компенсации использовать спектральное регулирование, то это позволит повысить выгорание топлива по сравнению с обычной жидкостной системой и выгорающими поглотителями.

В случае частичных перегрузок выгружается топливо с максимальным выгоранием, а критичность обеспечивается на среднем составе топлива. Поэтому выгружаемое топливо не сможет обеспечить поддержание критичности реактора. В этом случае топливо подпитки должно не только обеспечить заданную энерговыработку, но и критичность реактора на всю кампанию. С одной стороны это увеличить требуемое количество урана на топливо подпитки, но с другой стороны и сама кампания топлива возрастает. Поэтому требуется расчетное обоснование оптимальной стратегии для реактора типа ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле.

При проведении расчетных исследований предполагалось, что в замкнутом топливном цикле отработавшее ядерное топливо реакторов типа ВВЭР-1000 будет проходить радиохимическую переработку с выделением регенерированного урана и наработанного плутония. Регенерированный уран после добавления обогащенного урана будет возвращаться в топливный цикл реактора, а плутоний с высоким содержанием четных изотопов будет использоваться в реакторах на быстрых нейтронах.

Полная загрузка по тяжелым ядрам топлива подпитки для реакторов ВВЭР сохраняется такой же, как и для чисто урановой загрузки при работе в открытом топливном цикле. Начальное обогащение по 235и было выбрано равным 4,95 %, а при использовании регенерированного урана обогащение топлива подбиралось из условия сохранения выгорания выгружаемого топлива для первоначальной загрузки. Таким образом, в расчетных исследованиях сохранялась загрузка по тяжелым ядрам и выгорание топлива. Расчет начинается для низко-обогащенного уранового топлива с обогащением х - 4,95 %.

Расчеты проводились для вариантов с малократными перегрузками, а именно, одно-двух- и трехкратными перегрузками. Как отмечалось, двух- и трехкратные перегрузки отвечают полутора и двухгодичным кампаниям реактора. Компенсация избыточной реактивности производилась путем изменением концентрации борного поглотителя в теплоносителе, и при помощи спектрального регулирования. Для этого изменялась плотность теплоносителя в процессе кампании. Поскольку выигрыш в выгорании за счет применения спектрального регулирования не зависит от конкретного способа его осуществления, а определяется в основном диапазоном изменения водо-топливного отношения, то для оценки возможностей спектрального регулирования в расчетах варьировалась плотность теплоносителя. Результаты расчетов представлены в табл. 8.

Таблица 8

Расход природного урана в зависимости от кратности перегрузки и способа компенсации избыточной реактивности (открытый топливный цикл)

Рассматриваемая характеристика К) затность перегрузки

п= 1 л=2 и=3 п=5

Относительное выгорание Вс™ 1,0 1,32 1,49 1,65

Относительный расход природного урана йт, 1,65 1,49 1,32 1,0

Снижение расхода за счет применения спектрального регулирования, % 12,1 9,3 7,4 3,5

Зависимость выгорания выгружаемого топлива от кратности перегрузки хорошо описывается формулой (1). Расход природного урана возрастает пропорционально снижению выгорания топлива при изменении кратности перегрузки. Применение спектрального регулирования для компенсации избыточной реактивности позволяет повысить выгорание, причем чем выше запас реактивности на выгорание, тем выше эффект от применения спектрального регулирования. При этом снижается расход природного урана по сравнению со схемой компенсации избыточной реактивности за счет выгорающих поглотителей. Максимальное снижение расхода природного урана за счет спектрального регулирования соответствует режиму однократного использования топлива и достигает величины 12 %, а для двухгодичной кампании, которая реализуется в режиме двукратной перегрузки топлива, эффект составляет 9%.

В замкнутом топливном цикле при переработке выгоревшего топлива из него будут выделяться регенерированный уран и плутоний. Если плутоний направить на дожигание в реакторах на быстрых нейтронах, то регенерированный уран вполне может быть использован в реакторах на тепловых нейтронах, в частности, в реакторах типа ВВЭР-1000. Для сохранения кампании топлива в регенерированный уран необходимо добавить обогащенный уран. Результаты расчетов топливного цикла ВВЭР-1000 с использованием регенерированного урана представлены в табл. 9.

Таблица 9

Расход природного урана в зависимости от кратности перегрузки и способа компенсации избыточной реактивности (замкнутый топливный цикл)

Рассматриваемая характеристика К ратность перегрузки

л=1 п=2 л=3 п-5

Относительное выгорание Во™ 1,0 1,32 1,49 1,65

Относительный расход природного урана От, 1,20 1,09 1,04 1,0

Снижение расхода за счет применения спектрального регулирования, % 8,0 6,9 5,5 2,1

Естественно, что использование регенерированного урана снижает расход природного урана для достижения одинакового выгорания топлива. Так, например, для годичной кампании реактора при пятикратной перегрузке топлива расход природного урана снижается на 15 %, а для двукратной перегрузки с кампанией длительностью в два года это составляет уже 25 %- Для рассматриваемой схемы повторного использования урана зависимость расхода природного урана на топливо подпитки существенно слабее зависит от кратности перегрузки, чем для открытого топливного цикла. Эта связано с тем, что при снижении общего выгорания в регенерированном уране будет содержаться больше делящегося урана-235. Применение спектрального регулирование приводит к тому, что расход природного урана на подпитку практически не зависит от кратности перегрузки. В первую очередь это относится к вариантам с длительностью одной кампании реактора в 1,5 и 2,0 года.

В некоторых европейских странах осуществляется топливный цикл на основе повторного использования плутония, получаемого в результате переработки отработавшего топлива. Однако этот плутоний энергетического качества содержит большое количество четных изотопов, главным образом плугоний-240, который является сильным поглотителем нейтронов. Поэтому более выгодным представляется вариант, когда этот плутоний направляется на использование в активных зонах реакторов на быстрых нейтронах, в которых делятся все изотопы плутония, а взамен получить плутоний из отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах. Поскольку в настоящее время его изотопный состав окончательно не определен, в расчетах принимался изотопиый состав плутония с низким содержанием четных изотопов. Важным моментом является какое количество этого плутония необходимо использовать для подпитки реакторов типа ВВЭР-1000.

Известно, что в начале кампании плутоний в основном накапливается в топливе, а затем, при приближении к равновесной концентрации, активно выжигается что повышает энергвыработку топлива. Поэтому в работе предлагается вернуть в топливный цикл реактора такое количество нлутоння-239, которое соответствует его равновесной концентрации. Оказывается, что требуемое количество плутония меньше, чем то, которое будет содержаться в отработавших TBC реактора ВВЭР-1000, и при радиохимической переработке может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах. Результаты представлены в табл. 10.

Таблица 10

Расход природного урана в зависимости от кратности перегрузки и способа компенсации избыточной реактивности (замкнутый топливный цикл с использованием плутония)

Рассматриваемая характеристика К| затность перегрузки

и=2 и=3 п=5

Относительное выгорание Во™ 1,0 1,32 1,49 1,65

Относительный расход природного урана Gaт 1,10 1,06 1,02 1,0

Снижение расхода за счет применения спектрального регулирования, % 18,0 10,0 8,0 4,1

Таким образом, получается, что при вовлечении плутония в топливный цикл реактора типа ВВЭР-1000, расход природного урана для получения топлива подпитки при сохранении выгорания слабо зависит от кратности перегрузки. Более того, использование спектрального регулирования для компенсации избыточной реактивности приводит к тому, что расход природного урана тем меньше, чем меньше кратность перегрузки. Это связано с тем фактом, что наличие равновесной концентрации плутония-239 в топливе подпитки обеспечивает вовлечение в энергопроизводство плутоний, образующийся в результате резонансного поглощения нейтронов на уране-238. Отметим, что эта равновесная концентрация плутония будет содержаться в отработавших TBC реактора типа ВВЭР-1000, то есть для повышения энерговыработки используется только уран-238. Общее снижение расхода природного урана для получения топлива подпитки составляет 60 % по отношению к открытому топливному циклу.

При технической реализации спектрального регулирования возникает трудность обеспечения требуемого диапазона изменения водо-топливного отношения. Чем выше запас реактивности, тем шире диапазон изменения водо-топливного отношения. Однако за счет частичного применения выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо, можно сократить этот диапазон, но за счет снижения выигрыша в выгорании. Расчеты показывают, что снижение диапазона изменения водо-топливного отношения на 5 % по отношению к оптимальному значению приводит к сокращению выигрыша в выгорании на 1 %. Для уменьшения количества вытеснителей или, что то же самое, диапазона изменения водо-топливного отношения, в расчетах использовался выгорающий поглотитель в виде природного эрбия, который размещался во всех твэлах TBC.

Одним из важных элементов безопасности реакторов является наличие внутренне присущих свойств безопасности. Прежде всего, это требуемые по знаку температурные коэффициенты реактивности. Известно, что при высоких концентрациях борного поглотителя в теплоносителе плотносгной коэффициент реактивности может достигать отрицательных значений, что негативно влияет на безопасность реактора. В работе рассматривался температурный коэффициент реактивности по замедлителю, который является одним важным элементом безопасности реактора. Результаты расчетов этого коэффициента реактивности при однократной перегрузке топлива представлены в табл. 11.

Таблица 11

Коэффициенты реактивности по теплоносителю-замедлителю при топливной загрузке 1Юг с обогащением х = 4,95 % (однократный режим)

Величина При компенсации реактивности борной кислотой Н3ВО3 При спектральном регулировании плотности потока нейтронов

В=0 В=16,0 В=32,9 В=0 В=18,1 В=3б,9

CtTmod, 1/К 4,00Е-06 2,20Е-05 1,30Е-05 -2,ООЕ-О6 -1,09Е-0б 1,10Е-05

Ormod, СМ"/г -1,54Е-01 1,(ЮЕ-01 3,00Е-01 3.09Е-01 2,90Е-01 3.02Е-01

ЧТполный, 1/К 2/74Е-04 -1,53Е-04 -5ДЗЕ-04 -5,43Е-04 -5,09Е-04 -5,18Е-04

Результаты показывают, что при спектральном регулировании нейтронов в течение всей кампании получается благоприятный отрицательный коэффициент реактивности по замедлителю, а при компенсации избыточной реактивности жидкостной системой в начале работы реактора температурный коэффициент реактивности по замедлителю оказывается положительным.

В перспективе рассматривается возможность использования ториевого топливного цикла в реакторах типа ВВЭР-1000. Обеспечение делящимся изотопом урана-233 будет осуществляться за счет его наработки в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах. При этом при переработке отработавшего топлива реактора ВВЭР-1000 извлекаемый торий с урановыми изотопами также будет возвращаться в топливный цикл этих реакторов. В качестве критерия оптимальности рассматривался минимум подпитки урана-233 из быстрых реакторов. Масса урана-233 для добавления в каждый твэл при однократной и пятикратной перегрузке топлива представлено в табл. 12.

Таблица 12

Масса урана-233, добавляемая в начале кампании, в зависимости от кратности перегрузки топлива (ТЬ+и-233)02

Топливо п=1 п= =2 ГР =3 п=5

ЛГ* 5** № . 5** ЛГ* 3** ЛГ*

Глубина выгорания В, МВтсут/кг

(и-233+ТЬ-232)02 33,0 54,3 43,2 61,2 48,4 63,2 53,7

Масса урана-233 для одного твэла, г/твэл

(и-233+ТЬ-232)02, х = 3,6% 49,3 49,3 49,3 49,3 49,3 49,3 49,3

Регенерат+и-233+ТЬ-232 16,5 13,9 19,6 17,7 20,7 19,4 21,8

Отношение массы урана-233 для одного твэла к глубине выгорания

(и-233+Т11-232)02, *=3,6% 1,49 0,91 1,14 0,81 1,02 0,78 0,92

Регенерат+и-233+ТЬ-232 0,50 0,26 0,45 0,29 0,43 0,31 0,41

* - при компенсации реактивности поглотителями; ** — при спектральном регулировании запаса реактивности.

Полученные результаты показывают, что глубина выгорания топлива при однократной перегрузке со спектральным регулированием нейтронов немного больше, чем при пятикратной перегрузке топлива с компенсацией реактивности поглотителями. Кроме того, при повторном использовании регенерировшшого урана количество добавленного урана-233 при однократной перегрузке со спектральным регулированием уменьшается на 36 % по сравнению с пятикратной перегрузкой. Но для реализации этого требуются большой диапазон из-

менения водо-топливного отношения и больше количество вытеснителей для компенсации реактивности.

Основной задачей представленной работы являлся физический анализ возможностей повышения эффективности использования топлива в реакторах на тепловых нейтронах за счет применения спектрального регулирования запаса реактивности. Проведенный расчетный анализ различных способов организации спектрального регулирования в реакторах типа ВВЭР-1000 показал масштаб возможного эффекта в повышении выгорания, который оказался на уровне 7-12 % для уран-плутониевого топливного цикла.

Применение в качестве технической основы спектрального регулирования схемы с вытеснителями требует существенного изменения конструкции TBC реакторов и создание дополнительной системы управления вытеснителями. Поэтому для внедрения такого способа повышения выгорания топлива требуется тщательный экономический анализ. При этом заранее очевидно, что для современной ситуации, когда стоимость природного урана относительно невелика и топливная составляющая стоимости электрической энергии, производимой на АЭС, не превышает 15-20 %, такие серьезные изменения TBC и создание дополнительной системы управления вытеснителями вряд ли окажутся выгодными.

Однако в замкнутом топливном цикле, когда стоимость топлива существенно повысится, ситуация не будет столь однозначной. В этом случае, как показано в работе, выигрыш в расходе природного урана на топливо подпитки за счет применения спектрального регулирования увеличивается до 15-20 %. Кроме того, вариант организации спектрального регулирования на основе изменения соотношения доли тяжелой компоненты в теплоносителе может быть экономически выгодным для реакторов малой мощности, в которых требуемые объемы теплоносителя и расход тяжелой воды может быть приемлемым. При этом способе спектрального регулирования запаса реактивности не требуется кардинального изменения конструкции TBC.

Что же касается дальней перспективы, то введение ториевого топливного цикла в реакторах водо-водяного типа может повысить за счет применения спектрального регулирования эффективность использования урана-233, накапливаемого в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах, на 32-40 %, что является существенной величиной.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Разработана полиячеечная модель выгорания топлива в реакторе типа ВВЭР-1000 как для спектрального, так и для жидкостного регулирования запаса реактивности при расчете выгорания с частичными перегрузками топлива. На основе этой модели были получено, что повышение выгорания топлива при спектральном регулировании не зависит от способа его осуществления, а определяется только диапазоном регулирования водо-топливного отношения.

2. Показано, что вариант организации спектрального регулирования на основе изменения состава теплоносителя, путем снижения доли тяжелой компоненты в теплоносителе может быть экономически выгодным для реакторов малой мощности, в которых требуемые объемы теплоносителя и расход тяжелой воды может быть приемлемым.

3. Показано, что при повторном использовании регенерированного урана кратность перегрузки топлива оказывает существенно меньшее влияние на расход природного урана для топлива подпитки при применении спектрального регулирования запаса реактивности.

4. Установлено, что вовлечение плутония с низким содержанием четных изотопов в топливный цикл реакторов ВВЭР-1000, в количестве, не превышающем его равновесной концентрации, приводит к существенному снижению расхода природного урана (на 5060 %), а при использовании спектрального регулирования зависимость расхода от кратности перегрузки практически отсутствует.

5. Выявлено, что выигрыш в глубине выгорания топлива при спектральном регулировании нейтронов главным образом зависит от диапазона изменения водо-топливного отношения, снижение которого на 5 % по отношению к оптимальному значению приводит к сокращению выигрыша на 1 %.

6. Установлено, что при спектральном регулировании запаса реактивности температурный коэффициент реактивности по теплоносителю в течение всей кампании остается отрицательным при любой кратности перегрузки топлива.

ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Савандер В.И., Вин Ту, Белоусов Н.И. Расчетно-теоретический анализ эффекгивно-сти применения спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР. - Ядерная физика и инжиниринг, 2012, т 3, № 1, с. 67-73.

2. Савандер В.И., Вин Ту, Белоусов Н.И. Методика расчета выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР. - Вестник национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2012, т 1, № 2, с. 210-215.

3. Савандер В.И., Вин Ту. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с переменным графита-топливным отношением. - Веб.: Научные труды сессии НИЯУ-МИФИ-2010, т 1, с. 24-27.

4. Савандер В.И., Вин Ту. Анализ эффективности использования топлива при различных схемах компенсации избыточной реактивности в реакторах на тепловых нейтронах. — Веб.: Аннотации научных трудов НИЯУ-МИФИ-2011, т 1, с. 60.

5. Савандер В.И., Вин Ту. Применение спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР в замкнутом топливном цикле. - Веб.: Аннотации научных трудов НИЯУ-МИФИ -2012, Москва - 2012, т 1, с. 74.

Подписано в печать:

17.04.2013

Заказ № 8372 Тираж - 80 экз. Печать трафаретная. Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш., 36 (499) 788-78-56 www.autoreferat.ru

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

«МИФИ»

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

Специальность 05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

04201358-215

На правах рукописи

Вин Ту

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ кандидат физико-математических наук, доцент В. И. Савандер

Москва 2013

ОГЛАВЛЕНИЕ

Стр.

ВВЕДЕНИЕ................................................. 4

ГЛАВА I. МОДЕЛИ И МЕТОДЫ АНАЛИЗА ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ СО СПЕКТРАЛЬНЫМ

РЕГУЛИРОВАНИЕМ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ. ... 11

1.1. Физические основы спектрального регулирования

запаса реактивности............................... 11

1.2. Методика расчетного анализа....................... 13

1.3. Постановка задачи в точечном приближении.......... 15

1.4. Схема численного решения задачи в точечном приближении.................................... 18

1.5. Применение полиячеечных моделей для анализа различных схем спектрального регулирования

на основе программного комплекса GETERA......... 19

1.6. Сопоставление результаты точечной модели и расчетов

по программе GETERA........................... 23

ГЛАВА II. АНАЛИЗ РАЗЛИЧНЫХ СПОСОБОВ ТЕХНИЧЕСКОЙ РЕАЛИЗАЦИИ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ....... 26

2.1. Компенсация запаса реактивности с помощью вытеснителей..................................... 26

2.2. Методика расчета TBC с вытеснителями

по программному комплексу GETERA................ 28

2.3. Использование в качестве теплоносителя смесь

тяжелой и обычной воды............................ 31

2.4. Регулирование плотности воды или парового содержания в воде по высоте TBC................... 33

2.5. Нейтронно-физические характеристики проекта

реактора ВВЭР с микротвэлами..................... 34

2.6. Способ реализации спектрального регулирования нейтронов в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе ВТГР.................................... 39

ГЛАВА III. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА РАЗЛИЧНЫХ СПОСОБОВ РЕАЛИЗАЦИИ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР-1000. . 50

3.1. Спектральное регулирование запаса реактивности путем изменения плотности теплоносителя................. 50

3.2. Обсуждение результатов........................... 55

3.3. Расчетные исследования спектрального регулирования запаса реактивности с помощью

TBC с вытеснителями............................. 60

3.4. Результаты расчетных исследований спектрального регулирования запаса реактивности путем изменения содержания легкой и тяжелой воды в теплоносителе.... 67

ГЛАВА IV. ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ

СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР

В ЗАМКНУТОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ............. 74

4.1. Методика расчетного анализа расхода природного

урана топлива подпитки при использовании регенерированного урана и плутония в условиях применения спектрального регулирования запаса реактивности..................................... 74

4.2. Результаты расчетного анализа расхода природного урана при частичных перегрузках топлива и спектральном регулировании запаса реактивности..... 76

4.3. Снижение диапазона изменения водо-топливного отношения за счет частичного использования выгорающих поглотителей......................... 80

4.4. Расчетный анализ расхода природного урана топлива подпитки при использовании регенерированного урана в условиях применения спектрального регулирования в ториевом

топливном цикле.................................. 84

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.............................................. 88

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ...................................... 90

ВВЕДЕНИЕ

В реакторах типа ВВЭР, которые являются реакторами корпусного типа, для повышения выгорания выгружаемого топлива применяют частичные перегрузки топлива. Частичные перегрузки топлива характеризуются тем, что в один прием выгружается лишь часть TBC, достигших наибольшего выгорания. При фиксированном обогащении топлива подпитки увеличение кратности перегрузки приводит к повышению выгорания топлива и снижению запаса реактивности, резервируемой в системе компенсации избыточной реактивности. Однако повышение кратности перегрузок увеличивает относительное время простоя реактора, что отрицательно сказывается на коэффициенте использования установленной мощности (КИУМ) [1].

С целыо повышения КИУМ предлагается внедрять удлиненные кампании вплоть до полутора-двух лет [2]. Увеличение длительности одной кампании реактора приводит к повышению запаса реактивности. Используемые в настоящее время системы компенсации избыточной реактивности основаны на поглощении нейтронов в сильных поглотителях, как, например, природный бор (жидкостная система компенсации) и гадолиний (выгорающий поглотитель [3], интегрированный в топливную матрицу). Потери нейтронов в системе компенсации в результате их бесполезного поглощения нейтронов, снижает эффективность использования топлива в этих реакторах.

Известен другой способ компенсации избыточной реактивности, так называемое спектральное регулирование, при котором в процессе выгорания топлива производится изменение водо-топливного отношения [4]. Под водо-топливным отношением мы будем понимать число ядер водорода, основного замедлителя нейтронов, приходящегося на одно ядро урана (топлива). При уменьшении водо-топливного отношения резко повышается резонансное поглощение нейтронов на ядрах ~ U, что приводит к снижению К„ решетки твэлов в TBC. Поэтому изменяя водо-топливное отношение в реакторе можно поддерживать его критичность. Следовательно, для свежей топливной за-

4

грузки при спектральном регулировании избыточные нейтроны будут в основном поглощаться ядрами " U, что приведет к повышению наработки ~ Ри в топливе. В дальнейшем с увеличением водо-топливного отношения и приближением его к оптимальному значению происходит выжигание этого плутония, что позволяет надеяться на повышении удельной энерговыработки топлива.

Таким образом, если создать техническое устройство, позволяющее изменять водо-топливное отношение в процессе эксплуатации реактора, то начальный запас реактивности может быть скомпенсирован уменьшением водо-топливного отношения. В дальнейшем по мере выгорания топлива и снижения реактивности необходимо увеличивать водо-топливное отношение и тем самым поддерживать критичность реактора.

Концепция реакторов с регулируемым спектром нейтронов исследуется значительное время, так как физические основы такого способа организации работы реактора вытекают напрямую из зависимости коэффициента размножения среды от вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов. Значительная часть научных исследований в области спектрального регулирования посвящена повышению энергоиспользования топлива легководных реакторов. Имеются способы реализации спектрального регулирования запаса реактивности, как механическим путем применения специальных вытеснителей, так и путем разбавления замедлителя (воды) материалами с худшими свойствами замедления нейтронов.

Для применения вытеснителей в качестве регулятора водо-топливного отношения в TBC необходимо осуществить модернизацию конструкции существующей TBC. В работе [5] описаны модернизированные конструкции TBC с различным количеством вытеснителей и предлагалось уменьшать диаметр твэла. В данной диссертационной работе так же рассмотрены модернизированные конструкции TBC с различными количествами как циркониевых, так и урановых вытеснителей, но при сохранении диаметра твэла.

Рассмотрен вариант смеси тяжелой и легкой воды, так что по мере выгорания топлива содержание тяжелой компоненты уменьшается. В этом варианте температура и давление теплоносителя практически не меняются, что является положительным фактором, но требуются большие расходы тяжелой воды. Концепция реакторов типа ВВЭР с микротвэлами позволяет использовать спектральное регулирование запаса реактивности путем изменения па-росодержания в теплоносителе-замедлителе в процессе выгорания топлива в реакторе.

В работе [6] описано преимущество использования микротвэлов в легководных реакторах с точки зрения безопасности. Основное преимущество использования микротвэлов (сфера диаметром 1-2 мм), непосредственно омываемых легководным теплоносителем, в сравнении с традиционным таблеточным топливом в оболочке из циркониевого сплава является более чем в 10 раз большая удельная поверхность теплообмена. При большой удельной поверхности почти отсутствуют ограничения, связанные с кризисом теплообмена. Это позволяет допустить объемное кипение теплоносителя с большим массовым теплосодержанием в тепловыделяющих сборках (TBC) со «свежим» топливом для осуществления спектрального регулирования запаса реактивности на выгорание.

В работе рассмотрен способ реализации спектрального регулирования запаса реактивности в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах с шаровыми твэлами. В этих реакторах осуществляется непрерывная перегрузка топлива и отсутствует необходимость в создании системы компенсации избыточной реактивности. Однако изменение графито-топливного отношения в процессе кампании может привести к большему накоплению и использованию вторичного топлива с целью повышения выгорания.

Программа развития ядерной энергетики России на длительную перспективу предполагает замыкание ядерного топливного цикла путем переработки отработавшего ядерного топлива и вовлечение в ядерную энергетику

реакторов на быстрых нейтронах. Поэтому в диссертационной работе рас-

6

сматривается применение спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР в замкнутом топливном цикле. Предполагалось, что отработавшее ядерное топливо реакторов типа ВВЭР-1000 будет проходить радиохимическую переработку с выделением регенерированного урана и наработанного плутония. Регенерированный уран после добавления обогащенного урана будет возвращаться в топливный цикл реактора, а плутоний с высоким содержанием четных изотопов будет использоваться в реакторах на быстрых нейтронах.

В данной диссертационной работе создана математическая модель выгорания топлива в точечном приближении. Выполнен сравнительный анализ полученных результатов математической модели и расчетов с помощью программного комплекса GETERA при спектральном регулировании запаса реактивности [7]. Поскольку точечная модель выгорания приводит к большим погрешностям то расчетный анализ производился главным образом по программному комплексу GETERA на уровне представления TBC в идее набора полиячеек. Описываются методики расчетов для TBC реактора типа ВВЭР, TBC с вытеснителями и TBC с коллекторами.

Актуальность работы

Спектральное регулирование запаса реактивности в реакторах с частичными перегрузками топлива позволяют в открытом и замкнутом топливных циклах повысить выгорание топлива без изменения обогащения. Снижение расхода природного урана на топливо подпитки в реакторах на тепловых нейтронах является актуальной задачей для современного этапа развития ядерной энергетики.

Цель работы

Целью настоящей работы являлось выявление нейтронно-физических особенностей различных способов организации спектрального регулирования запаса реактивности в тепловых реакторах и оценка преимуществ спек-

7

трального регулирования запаса реактивиости с точки зрения повышения выгорания топлива и снижения расхода природного урана в открытом и замкнутом топливном цикле ядерной энергетики.

В работе осуществлялось решение следующих прикладных задач.

• Разработка численных методов анализа нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов при использовании спектрального регулирования запаса реактивности на основе полиячеечных моделей и метода вероятности первых столкновений.

• Сравнительный анализ различных технических способов реализации спектрального регулирования в реакторах на тепловых нейтронах.

• Определение величины максимального эффекта в повышении выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах с уран-плутониевым и уран-ториевым топливом при работе в открытом и замкнутом топливном цикле.

Научная новизна диссертационной работы

• Разработана методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с различными техническими способами осуществления спектрального регулирования на основе метода вероятности первых столкновений и с использованием программного комплекса GETERA.

• Впервые показано, что величина дополнительного выигрыша в выгорании топлива при непрерывном характере спектрального регулировании запаса реактивности в реакторе типа ВВЭР-1000 не зависит от конкретного способа реализации спектрального регулирования.

• Рассмотрено применение спектрального регулирования и получены оценки выигрыша от его применения при работе реактора типа ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле с повторным использованием регенерированного урана и плутония с низким содержанием четных изотопов.

Практическая значимость работы

• Разработанная методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с использованием программного комплекса GETERA на основе детального описания структуры TBC с помощью полиячеек может быть использована при расчетах TBC с микротвэльной засыпкой при различных схемах частичных перегрузок топлива.

• Расчетный анализ различных технических способов осуществления спектрального регулирования может быть использован при практической реализации спектрального регулирования запаса реактивности в перспективных реакторах с ториевым топливным циклом.

• Полученные результаты расчетного анализа с повторным использованием регенерированного урана и плутония могут служить основой для проектирования реакторов с регулируемым спектром нейтронов в замкнутом топливном цикле.

Основные положения, выносимые на защиту

• Разработанная полиячеечная модель процесса выгорания ядерного топлива в бесконечной решетке TBC, в которой критичность поддерживается за счет изменения водо-топливного отношения различными техническими способами.

• Результаты расчетно-теоретического анализа выгорания топлива при осуществлении спектрального регулирования в уран-плутониевом и уран-ториевом топливном циклах.

• Результаты и выводы использования регенерированного урана и плутония для топлива подпитки реакторов типа ВВЭР-1000 при работе в замкнутом топливном цикле со спектральным регулированием запаса реактивности.

Достоверность полученных результатов и выводов базируется на использовании широко апробированного в реакторных расчетах программного комплекса ОЕТЕЯА, совпадении результатов тестовых расчетов для известных вариантов топливных циклов ВВЭР и физической непротиворечивости результатов расчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 92 страницах, содержит 30 таблицы, 18 рисунков и список цитируемой литературы из 28 наименований.

Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на XVI и XVII школах-семинарах по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2010» и «ВОЛГА-2012»; на Научных сессиях НИЯУ МИФИ в 2010, 2011 и 2012 г.г.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 5 работ в научных журналах и сборниках трудов конференций и семинаров, в том числе 2 статьи в рецензируемых журналах.

ГЛАВА І. МОДЕЛИ И МЕТОДЫ АНАЛИЗА ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ

В данной главе приведено описание математической моделей и методика расчета выгорания топлива для реакторов с регулируемым спектром нейтронов. Для сравнительного анализа различных схем компенсации избыточной реактивности приводится методика расчета выгорания топлива в реакторах типа ВВЭР-1000 с помощью жидкостной системы регулирования.

1.1. Физические основы спектрального регулирования запаса реактивности

Повышение выгорания топлива при применении циклических перегрузок связано с тем фактом, что для компенсации избыточной реактивности используется выгоревшее топливо, коэффициент размножения которого ниже критического значения для всего реактора. Поэтому избыточные нейтроны поглощаются в этих TBC и, во-первых, производят деление остаточного количества урана-235, увеличивая энерговыработку топлива, а во-вторых, поглощаясь в уране-238, производят дополнительную наработку плутония-239, который в дальнейшем также используется для повышения энерговыработки топлива. Чем меньше запас реактивности, компенсируемый поглотителями нейтронов, тем выше выгорание выгружаемого топлива. В реакторах с перегрузкой без остановки реактора, та�