Параметрические расчетные исследования реактора типа ввэр - davaiknam.ru o_O
Главная
Поиск по ключевым словам:
страница 1
Похожие работы
Название работы Кол-во страниц Размер
Расчетно-экспериментальные исследования массообмена потока теплоносителя... 1 132.9kb.
Предварительное расчетное обоснование системы удержания расплава... 1 123.82kb.
Исследования процесса осветления высококонцентрированных растворов... 1 81.27kb.
И. И. Семидоцкий, Н. А. Святкина, А. А. Свиязов, С. В. Орешин ОАО 1 100.45kb.
Верификация программного средства psg2/serpent для расчета изотопного... 1 78.22kb.
Физико-технические проблемы ядерной энергетики 1 30.94kb.
Подпишите основные части реактора, вещества реактора и устройства... 1 13.91kb.
Курсовая работа по дисциплине «Динамические интеллектуальные системы»... 1 168.94kb.
«нпв» эффект и ядерная энергетика (на примере реакторов типа ввэр-pwr) 1 22.53kb.
Эволюционное развитие проекта аэс-2006 В. А. Мохов, Г. Ф. Банюк, А. 1 9.73kb.
Аксиальное профилирование в твс ввэр-1200 для минимизации объемной... 1 82.79kb.
2002г. 2002г. Рекомендации по заполнению формы федерального государственного... 1 316.92kb.
Направления изучения представлений о справедливости 1 202.17kb.

Параметрические расчетные исследования реактора типа ввэр - страница №1/1


Параметрические расчетные исследования реактора типа ВВЭР

П.Ю. БАНДУРА, С.А. СУББОТИН1

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

1Институт ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт», Москва

ПАРАМЕТРИЧЕСКИЕ РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР

Увеличение эффективности топливоиспользования и нейтронного потенциала системы атомной энергетики (АЭ), помимо введения эффективных бридеров на быстрых нейтронах, требует совершенствования характеристик реакторов легководного направления. Для этого ведется поиск конструкции твэлов и водо-уранового отношения, позволяющих повысить эффективность использования урана-238 и плутония в реакторах типа ВВЭР. При этом оцениваются как нейтронно-физические, так термогидравлические характеристики для топливной ячейки.
Существуют ли возможности принципиальных улучшений проекта АЭС с сохранением идеологии корпусных реакторов с водяным теплоносителем и замедлителем в направлении качественного совершенствования возможностей адаптации этого типа реакторов к крупномасштабной инновационной ядерной энергетической системе (ИЯЭС)?

Естественно, что конкретные требования к такому реактору должны возникать на основе анализа возможных сценариев развития энергетики России и разрабатываемой стратегии развития крупномасштабной АЭ. На основе анализа ресурсной обеспеченности, прогнозов развития базы энергетического и атомного машиностроения следует формулировать рекомендации как к структуре АЭ, так и к отдельным типам реакторов. На этой основе можно сформулировать конкретный набор рекомендаций по характеристикам топливоиспользования, термодинамической эффективности, стоимостным показателям, мощностному ряду, экологическим ограничениям, нераспространению, возможности работы в маневренных режимах [1]. При этом необходимо учесть возможный прогресс в разработке топливных материалов, конструкционных материалов для твэлов и тепловыделяющих сборок. Это, в свою очередь, позволит изменить ограничения по параметрам теплоносителя и рассмотреть в качестве теплоносителя не только воду под давлением, но и сверхкритические параметры воды, воду с кипением, влажный и сухой пар; возможности использования твэлов с различными топливами и конструкционными материалами.

Желание использовать именно корпусные реакторы с водой в качестве теплоносителя и замедлителя очевидно, поскольку развивается и формируется мощная инфраструктура атомного энергопромышленного комплекса, которую будет трудно быстро перестроить на создание реакторов другого типа.

Наряду с этим ставится задача по усовершенствованию реакторов типа ВВЭР. На основе всего того, что достигнуто в рамках легководной технологии, ведется разработка энергетических установок, позволяющих принципиально улучшить топливоиспользование [2–3]. А именно – более эффективно потреблять уран-238, предварительно превращенный в плутоний, как в самих легководных реакторах, так и в быстрых реакторах, работающих в режиме расширенного производства ядерного горючего. Тем самым увеличению эффективности топливоиспользования и нейтронного потенциала системы АЭ, помимо введения эффективных бридеров на быстрых нейтронах, в значительной степени может помочь совершенствование характеристик реакторов легководного направления.

На первом этапе параметрического расчетного исследования топливной ячейки реактора типа ВВЭР варьируются параметры водо-урановых топливных ячеек: диаметр твэла меняем от 3 мм до 9,16 мм; водо-урановое отношение 0,5; 1,0; 1,6 и 2,0. Расчет нейтронно-физических характеристик каждой ячейки проводится по программе UNK [4–6], что, в свою очередь, позволяет проследить за изменением нуклидного состава, который необходим для оценки эффективности замкнутого топливного цикла. Далее проводится теплогидравлический расчет выбранных топливных ячеек для параметрического расчетного исследования. По итогам сопоставления двух расчетов делается вывод о возможности улучшения топливоиспользования в реакторах типа ВВЭР при докритическом давлении теплоносителя.

Для определения коэффициента накопления делящихся нуклидов проводится расчет нуклидного состава делящихся нуклидов в топливе урана-235, плутония-239 и 241. Результаты нейтронно-физического расчета приведены в табл. 1.



Таблица 1

Сравнительная таблица нейтронно-физических характеристик

для выбранных параметров ячейки твэлов


Водо-урановое отношение

2

2

1.6

1.6

1

1

0.5

Диаметр твэла, мм

9.16

3

9.16

3

9.16

3

9.16

Обогащение, %

4.3

4.7

4.9

5.5

7.5

8.3

10.4

Кампания Tк, сутки

1500

k нач

1.395

1.38

1.37

1.353

1.315

1.3

1.228

k ( Тк)

0.834

0.86

0.87

0.877

0.903

0.901

0.936

Концентрация урана-235 (Tк)*

6.6·10-5

1.3·10-4

1.5·10-4

2.3·10-4

5.0·10-4

6.2·10-4

9.4·10-4

Доля урана-235 (Tк)

2.9·10-3

5.7·10-3

6.8·10-3

1.0·10-2

2.2·10-2

2.8·10-2

4.2·10-2

Концентрация
плутония-239 (Tк)*

1.2·10-4

1.6·10-4

1.8·10-4

2.2·10-4

3.8·10-4

4.1·10-4

6.4·10-4

Доля плутония-239 (Tк)

5.6E-03

7.0·10-3

8.2·10-3

1.0·10-2

1.7·10-2

1.8·10-2

2.8·10-2

Концентрация
плутония-241 (Tк)*

4.3·10-5

5.3·10-5

5.7·10-5

6.7·10-5

7.6·10-5

7.9·10-5

5.7·10-5

Доля плутония-241 (Tк)

1.9·10-3

2.4·10-3

2.6·10-3

3.0·10-3

3.4·10-3

3.5·10-3

2.6·10-3

Доля плутония-239 и 241 (Tк)

7.5·10-3

9.4·10-3

1.1·10-2

1.3·10-2

2.0·10-2

2.2·10-2

3.1·10-2

Выгорание, МВТ · сут · кг1

65.82

65.29

65.62

65.32

65.75

65.50

65.63

Загрузка урана-235, кг · год1

572.69

631.06

654.53

738.10

999.91

1110.79

1389.15

Выгрузка урана-235, кг·год1

39.15

76.95

90.51

137.49

299.41

369.53

559.69

Выгрузка плутония-239

и 241, год1



99.65

126.17

143.85

174.28

269.34

292.44

414.09

Расход топлива, кг · год1

433.89

427.94

420.16

426.34

431.15

448.82

415.38

Коэффициент накопления

делящихся нуклидов



0.24

0.32

0.36

0.42

0.57

0.60

0.70

*Концентрации изотопов, 1 ядер/барн · см. Доля изотопа = концентрация изотопа / концентрация исходного состава топлива (0.2237 ядер/барн · см).


В табл. 1 представлены результаты расчета некоторых ячеек твэлов. Рассчитан коэффициент накопления делящихся нуклидов, загрузка и выгрузка урана-235, выгрузка плутония-239 и плутония-241. Расчет проводился для значения тепловой мощности реактора 3000 МВт, КИУМ = = 0,8, за период 365,25 дней.

Был проведен теплофизический анализ выбранных топливных ячеек реактора типа ВВЭР. Данный расчет проводился для напряженного канала, при максимальном значении энерговыделения, среднее энерговыделение в топливе принято одинаковым. Предельные значения температуры оболочки 350 С, потери давления в ТВС 2,5 атм, значение динамического напора  < 15000 кг · м· с2 являются характерными для работоспособности ячеек твэлов.

Результаты расчетов основных теплогидравлических параметров ячеек твэлов приведены в табл. 2 и 3. Из приведенных результатов расчетов следует, что при уменьшении водо-уранового отношения, а также диаметра твэла при сохранении энергонапряженности топлива возрастает гидравлическое сопротивление, скорость теплоносителя и динамический напор до уровней, превышающих допустимые значения для реактора типа ВВЭР-1000.

Таблица 2



Результаты теплогидравлического расчета выбранных ячеек твэлов


Водо-урановое отношение

Радиус топлива, мм

оболочки / теплоносителя



Толщина оболочки, мм

Относи-тельный шаг решетки

Гидравли-ческий диаметр dг, мм

Расход тепло-носителя, кг · с1

Мощ-ность, кВт

Коэф. тепло-отдачи α, кВт · м2 · К1

2

3.86

4.58

7.13

0.62

1.48

13

0.31

86.6

34.2

3.36

4.00

6.21

0.54

11.8

0.23

65

35

2.93

3.50

5.42

0.47

9.8

0.18

49.76

36.2

2.50

3.00

4.63

0.40

8.3

0.13

36

37.4

1.20

1.50

2.26

0.20

3.82

0.03

8.3

43.7

1.6*

3.86

4.58

6.69

0.62

1.39

10.4

0.31

86.6

42.8

3.36

4.00

5.83

0.54

9

0.23

65

44

2.93

3.50

5.09

0.47

7.8

0.18

49.76

45.3

2.50

3.00

4.35

0.40

6.6

0.13

36

46.8

1.20

1.50

2.13

0.20

3.06

0.03

8.3

54.7

1

3.86

4.58

5.99

0.62

1.24

6.5

0.31

86.6

68.4

3.36

4.00

5.22

0.54

5.64

0.23

65

70

2.93

3.50

4.56

0.47

4.9

0.18

49.76

72

2.50

3.00

3.90

0.40

4.15

0.13

36

75

1.20

1.50

1.92

0.20

1.9

0.03

8.3

87

0.5

3.86

4.58

5.33

0.62

1.10

3.25

0.31

86.6

136.9

2.06

2.50

2.90

0.34

1.7

0.089

24.7

155.8

* Концентрации изотопов, 1 ядер/барн · см.

Таблица 3

Результаты теплогидравлического расчета выбранных ячеек твэлов


Водо-урановое отношение

Радиус топлива, мм

оболочки / теплоносителя



Скорость теплоно-сителя, м · с1

Динамичес-кий напор, кг · м1 · с2

, ºС

, ºС

Δp, атм

Кзап

2

3.86

4.58

7.13

4.8

8000

360

2148

0.9

2.06

3.36

4.00

6.21

356

1788

1.02

2.38

2.93

3.50

5.42

352

1507

1.24

2.74

2.50

3.00

4.63

348.6

1252

1.45

3.2

1.20

1.50

2.26

341.5

648

4.07

7

1.6*

3.86

4.58

6.69

6.02

12500

349.2

2133

1.72

2.22

3.36

4.00

5.83

348

1781

2

2.56

2.93

3.50

5.09

348

1501

2.35

2.95

2.50

3.00

4.35

346

1247

2.87

3.5

1.20

1.50

2.13

341

646

8.1

7.6

1

3.86

4.58

5.99

9.6

32000

346.5

2129

6.85

2.6

3.36

4.00

5.22

344.8

1772

7.3

3

2.93

3.50

4.56

343.5

1493

9.77

3.45

2.50

3.00

3.90

342

1240

12.1

4.07

1.20

1.50

1.92

340.4

643

36.4

8.8

0.5

3.86

4.58

5.33

19.26

128000

341.8

2119

51.7

3.27

2.06

2.50

2.90

340.4

1010

151

6.3

* Концентрации изотопов, 1 ядер/барн · см.

Данная работа по поиску конструкций твэлов и водо-урановых отношений показала возможность увеличения эффективности топливоиспользования и нейтронного потенциала системы АЭ. Поиск проводился для различных размеров твэлов и водо-урановых отношений. При этом оценивались как нейтронно-физические, так и термогидравлические характеристики топливной ячейки для водо-водяного реактора.

Уменьшение диаметра твэлов и водо-уранового отношения ведет к увеличению концентрации изотопов за кампанию и их доли в топливе; увеличению загрузки урана-235 для сохранения длительности кампании; увеличению выгрузки по всем делящимся нуклидам; заметному увеличению коэффициента накопления по нуклидам уран-235, плутоний-239 и плутоний-241. Так, по сравнению с водо-урановым отношением 1,6 и диаметром твэла 9,16 мм (что при расчетах ячейки твэлов соответствует базовым значениям ВВЭР-1000) при переходе к водо-урановому отношению 0,5 с диаметром твэла 9,16 мм коэффициент накопления увеличивается на 35 %.

Увеличение накопления делящихся нуклидов на 35 % ведет к улучшению показателей топливоиспользования, увеличивается наработка плутония и уменьшается потребление урана-235.

В итоге при уменьшении диаметра твэлов и водо-уранового отношения увеличивается коэффициент накопления, уменьшается расход урана-235 в замкнутом ЯТЦ, улучшается безопасность за счет снижения запасов реактивности и уменьшения диаметра твэла. Уменьшение расхода топлива, в свою очередь, ведет к уменьшению затрат на топливную составляющую в рамках замкнутого ядерного топливного цикла. Снижение диаметра твэла и водо-уранового отношения приводит к ужесточению спектра нейтронного поля, увеличению резонансного поглощения нейтронов на уране-238 и увеличению накопления плутония-239 и других изотопов. Есть и отрицательная составляющая такого рода изменения топливной ячейки, это – необходимость увеличения обогащения топлива.

Уменьшение водо-уранового отношения и диаметра твэлов приводит к возрастанию гидравлического сопротивления, скорости теплоносителя и динамического напора, которые превышают допустимые значения для реактора типа ВВЭР. Но если увеличить максимальный перепад температуры теплоносителя через активную зону на 20 ºС до значения 70 ºС, то получим заметные улучшения в параметрах ячеек, но проиграем в КПД из-за уменьшения температуры теплоносителя на входе в реактор. Это изменение приведет к уменьшению скорости т.н. в 1,5 раза для водо-уранового отношения 1, уменьшению потерь давления на трение через активную зону в 2 раза. Для ячейки с водо-урановым отношением 1 и диаметром твэла 9,16 мм было показано, что если увеличить максимальный подогрев теплоносителя в активной зоне на 40 ºС, т.е. понизить входную температуру до 250 ºС, то это позволит добиться заметных улучшений теплогидравлических параметров ячейки твэлов.

Таким образом, заметное улучшение нейтронно-физических характеристик при изменении параметров ячеек твэлов приводит к ухудшению теплогидравлических характеристик.



Дальнейшее совершенствование реакторов типа ЛВР связанно с замыканием ядерного топливного цикла. Но это ставит необходимость проведения дополнительных термогидравлических исследований, как теоретических, так и экспериментальных, и проведения работ по поиску новых материалов оболочек твэлов.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


  1. ИНПРО – IAEA TECDOC–1362. Vienna. 2003. IAEA TECDOC–1434. Vienna. 2004.

  2. GENERATION IV NUCLEAR ENERGY SYSTEMS. DOE Idaho Operations Office Contract DE-AC07-05ID14517. March 2005.

  3. Алексеев П.Н., Седов А.А., Субботин С.А. и др. // РЭА Росэнергоатом. 2009. № 9. С. 76.

  4. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. // Препринт ИАЭ-6083/4. М.,1998.

  5. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. // Нейтроника 2000. Сборник научных трудов. Обнинск, 2000. С. 195.

  6. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. // Нейтроника 2000. Сборник научных трудов. Обнинск, 2000. С. 200.







Бог один, да молельщики не одинаковы. В. Даль. «Пословицы русского
ещё >>