ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Доступность АЭС на основе ЛВР, определяемая дешевизной водяной технологии, большим опытом разработок и эксплуатации ЛВР, является мощным стимулом работ по созданию новых конструкций реакторов на базе ЛВР, при строительстве которых можно использовать технологию и инфраструктуру, развитые для ЛВР. Существенное улучшение технико-экономических показателей АЭС с ЛВР с принципиальной ориентацией на замыкание ядерного топливного цикла возможно при обосновании перехода на закритические параметры воды. Однако переход на сверхкритические параметры воды выдвигает дополнительные задачи, которые требуют новых технических решений и их обоснования. Для этого разработана тестовая модель варианта активной зоны реактора ВВЭР-СКД с тепловым спектром нейтронов. Оценены коэффициенты неравномерности поля энерговыделения без учета неопределенностей исходных данных.

На основании анализа данных по поведению кандидатных материалов в условиях облучения и условий работы твэл и ТВС реактора ВВЭР-СКД проведен предварительный выбор конструкционного материала для оболочек твэл и чехлов ТВС и основных параметров твэл – диаметр и толщина оболочки твэл, начальное давление заполнения твэл гелием, необходимый компенсационный обьем для газообразных продуктов деления. В качестве материала рекомендуется сталь аустенитного класса ЧС-68.

Проведен предварительный анализ работоспособности твэл и чехлов ТВС, который показал возможность обеспечения их работоспособности до мах. выгорания топлива в твэл ~ 60-65 Мвт сут/кг. Для обоснования полученных результатов необходимо проведение соответствующего комплекса экспериментальных стендовых и реакторных исследований, которые касаются в первую очередь коррозии материала оболочек и чехлов стали ЧС-68, а также их работоспособности в реакторных условиях.

Несмотря на целесообразность проведения системных исследований для выбора оптимальной мощности единичного блока ВВЭР-СКД, необходимо начать разработку экспериментального реактора мощностью 100-150 МВт (тепл.) для решения тех проблем, которые присущи этому типу реакторов. Только такой подход может дать основания для создания АЭС большей мощности с реакторами ВВЭР-СКД. Высокие максимальные температуры оболочек твэл (~ 730 ºC) обуславливают неприемлемо высокую скорость коррозии материалов оболочек. Увеличение содержания Ni в сталях для снижения скорости коррозии заметно ухудшает нейтронный баланс реактора. Использование стали в качестве оболочек твэл в варианте активной зоны с тепловым спектром нейтронов также ухудшает нейтронный баланс. Для данного варианта требуется новый слабопоглощающий нейтроны, высокотемпературный конструкционный материал.

Список литературы

1.Скворцов С.А., Фейнберг С.М. О применении сверхкритических параметров пара в водо-водяных энергетических реакторах // Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1961.

2.Вознесенский В.А., Левина И.К., Духовенский А.С., Силин В.А. Энергетический реактор ВВЭР-1000 СКД повышенной безопасности // В кн. «Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы, экспертные оценки». М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1989,

гл. 2.1.2-2.1.3., С.52-79.

3.Silin V.A., Voznessensky V.A., Afrov A.M. The Light Water Integral Reactor with Natural Circulation of the Coolant at Supercritical Pressure B-500 SKDI // Nuclear Engineering and Design, April, 1993.

59

4.A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems // Generation IV International Forum, GIF-002-00, December 2002, http://nuclear.inl.gov/gen4/docs/gen_iv_roadmap.pdf.

5.GENERATION IV NUCLEAR ENERGY SYSTEMS TEN-YEAR PROGRAM PLAN, Prepared for the U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy Under DOE Idaho Operations Office Contract DE-AC07-05ID14517, March 2005. http://nuclear.inl.gov/deliverables/docs/gen-iv-10-yr-program-plan.pdf

6. Пономарев-Степной Н.Н., Филиппов Г.А. и др. Перспективы применения микротвэлов в ВВЭР // Атомная энергия. 1999. Т.86. Вып.6.

7.Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС // Обзор. − Атомная техника за рубежом. 2001. № 6. С.3−8.

8.Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен при сверхкритических давлениях и границы ухудшения теплообмена // Теплоэнергетика. 2006. № 4. С.46−51.

9.Филиппов Г.А., Кухаркин Н.Е., Гришанин Е. И. и др. Перспективы создания прямоточного корпусного реактора с перегревом пара // Атомная энергия. 2006.

Т.100. Вып.3. С.197 - 204.

10.Драгунов Ю.Г., Махин В.М. и др. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами (ВВЭР СКД) – перспективные реакторы 4-го поколения // Доклад на 5-й международной научно-технической конференции

«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»,29 мая – 1 июня 2007, г. Подольск,

ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

11.Shultz M.A., Edlung V.C. A new steam-cooled reactor // Nuclear Science and Engineering. 1985.V. 90. Р.91-99.

12.Орлов В.В., Слесарев И.С., Гришанин Е.И. и др. Возможности воспроизводства топлива и коэффициенты реактивности в быстрых реакторах с пароводяным теплоносителем // ВАНТ Сер. "Физика и техника ядерных реакторов". 1988. Вып.3.

С.56-59.

13.Алексеев П.Н., Гришанин Е.И., Зверков Ю.А. и др. Концепция пароводяного энергетического реактора // Атомная энергия. 1989. Т.67. С.239-243.

14.Орлов В.В., Слесарев И.С., Субботин С.А. и др. Атомная станция с пароводоохлаждаемым энергетическим реактором повышенной безопасности, Теплоэнергетика. №8. 1990 г. С.27-31.

15.Новиков В.М., Слесарев И.С., Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Субботин С.А. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок) // М.: Энергоатомиздат. 1993. С.384.

16.WIMSD5, NEA Data Bank Documentation, No. 1507/02, 1996.

17.Теплов П.С.и Чибиняев А.В. Развитие программного комплекса CONSUL на основе спектральной программы WIMS-D5 // Препринт ИАЭ-6383/5. М. 2005.

18.Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В. CONSUL – программа уточненного комплексного расчета ядерного реактора // ВАНТ Сер. "Физика ядерных реакторов". 1995. Вып.3.

С.29.

19.WLUP – WIMS Library Update // IAEA Final Report of a Coordinated Research Project. 2003.

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

21.Захарко Ю.А., Прошкин А.А., Шестопалов А.А. Описание методики и программы TEGAS для вероятностно-статистического расчета поведения твэлов.

22.Метод расчета жаростойкости конструкционных материалов // Руководящие технические материалы. РТМ 24.030.17. Срок введения 01 июля 1972.

23.Никитин В.И. Расчет жаропрочности металлов // М.: Металлургия. 1976. С. 208.

24.Wosaldo G.P. Pearl W.I. // Corrosion. 1965. V.21. №11. P.355-369.

25.Boyd W.K., Pray H.A. // Corrosion. 1957. V.13. №6. P.33-42.

60

26.Романеев В.В., Целищев В.В. Разработка ферритно-мартенситных сталей для оболочек твэлов активных зон быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем // Отчет ВНИИНМ ЦНТУ "Лидер", 1990.

27.Viswanathan R., Coleman K., Shingledecker J. Boiler materials for ultrasupercritical coal power plants // USC Materials – Quarterly Report. U.S. DOE No DE-FG26-01NT41175. OCDO No D-00-20. October – December 2004.

28.Hastelloy X // Alloy Haynes International, Inc. 1997.

29.Ehrlich K., et. al. In-core and Out–of–core Materials Selection for the HPLWR // Institut fur Materialforschung. May 2004.

61

ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РЕАКТОРА IV ПОКОЛЕНИЯ ВВЭР-СКД

А. В. Тихомиров, В.М. Махин, П.М. Кинаш

ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск

ВВЕДЕНИЕ

В соответствии с предварительной концепцией развития проекта АЭС ВВЭР-СКД проведены исследования материальной и геометрической составляющих активной зоны реактора на тепловых нейтронах. В работе определяющим параметром являлась экономическая составляющая, поэтому вариант с двухконтурной циркуляцией теплоносителя не рассматривался. Наиболее простым конструктивно и максимально приближенным к хорошо известным и проработанным технологиям ВВЭР-1000 является однозаходный (прямоточный) вариант движения теплоносителя, который является наиболее подходящим для моделирования большинством программ, предназначенных для расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора. Для разработки тестовой модели наиболее очевидным представляется моделирование активной зоны без учета обратных связей. Распределение температур элементов активной зоны по высоте, взято за основу из предварительных теплогидравлических расчетов, а также, доступных публикаций.

На начальном этапе работы были выбраны несколько типов тепловыделяющих сборок. Традиционные типы ТВС, состоящие из твэл и нескольких направляющих каналов для варианта РУ на тепловых нейтронах не подходят. Причиной является низкий коэффициент размножения нейтронов в “горячем участке” активной зоны, т.е. при плотностях теплоносителя ниже 0.4 г/см3. Добиться смягчения спектра до тепловых энергий нейтронов требует ввода достаточно большого количества замедлителя по сечению ТВС. Объем вводимого замедлителя определяется только качеством замедляющих свойств. Из хорошо известных замедлителей, и в тоже время дешевых и удовлетворяющих параметрам безопасной эксплуатации при высоких температурах выбрана вода. Гидрид циркония при высоких температурах подвержен разложению при одновременном выделении некоторого количества водорода.

В начале работы, в качестве примера конструкции кассеты использовался “французский вариант” тепловыделяющей сборки /1/, и который рассматривался как базовый, по причине хороших размножающих свойств и удовлетворительных значений неравномерностей энерговыделения в сечении ТВС. Особенностью ее является наличие больших водных полостей в сечении ТВС и малый шаг размещения твэл.

Принимая во внимание, что вода в “трубках с замедлителем” при одностеночном варианте будет иметь достаточно высокий подогрев по высоте активной зоны, что будет сопровождаться снижением ее плотности и как следствие к ухудшению размножающих свойств. Решением проблемы является коаксиальный канал, тем самым получая зазор из воды снижающий градиент температуры по сечению. Размер водяного зазора является объектом оптимизационных исследований (скорее экспериментальных) но из предварительных исследований следует отметить следующее:

•подогрев воды в зазоре не должен снижать плотность воды ниже 0.45 г/см3 (т.е. температура воды не должна превышать 380 град.). Занижение плотности воды приведет к резкому спаду размножающих свойств.

•вода внутренней трубки должна иметь подогрев еще меньший чем в зазоре, так ее

объем является определяющим в замедлении нейтронов до тепловых энергий. Материал внутренней трубки должен обязательно иметь низкое сечение

поглощения нейтронов. Очевидным представляется, что по теплофизическим условиям работы, таковым может быть цирконий.

62

Размещение газосборника предпочтительно сверху над топливом. Там же предполагается расположение “водяной полости”, которая образуется посредством продолжения чехла на высоту порядка 30-40 см. Осушение полости позволит регулировать торцевую утечку нейтронов, придавая свойства пассивной защиты в случае потери части теплоносителя из активной зоны.

1. ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА

Программный комплекс Сапфир_95&RC /2/ разработан в ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова. Работа комплекса состоит в тесной взаимосвязи двух основных программ. Сапфир_95, в обязанности которой входит подготовка малогрупповых диффузионных констант. А также программа RC, предназначенная для расчета нейтронно-физических характеристик (НФХ) реакторов ВВЭР в трехмерной геометрии, в малогрупповом диффузионном приближении, с учетом выгорания.

2. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ

Расчетная модель представляет собой полномасштабное представление реактора по радиусу и по высоте, с учетом торцевых и радиального отражателей, в детальной геометрии. В качестве прототипа активной зоны использовался реактор типа ВВЭР1500, а основным отличием от него являлась конструкция тепловыделяющей сборки. На рисунке 1 представлена конструкция ТВС в плане.1

“Замедляющий” канал 2

твэл

“Замедляющий” канал 1

Рис. 1

На рисунке 1 представлена кассета безчехловая, со стандартным шагом размещения 236 мм, показаны каналы и трубки с замедлителем (“замедляющий канал”

1, 2),

63

При подготовке модели были приняты следующие принципиальные упрощения:

1.В рамках данной модели дистационирующая решетка не учитывается (между твэл ”чистый” теплоноситель);

2.Подогрев в “замедляющих” каналах (больших и малых) не учитывается, по всей высоте 290 ºС;

3.Температура оболочки “замедляющих” каналов по всей высоте 290 С;

4.Обогащение топлива 5% (без учета допусков);

5.Высота активной зоны хол/гор состояние 420 см;

6.Топливо заполняет внутренний диаметр оболочки твэла;

7.Подогрев теплоносителя по высоте активной зоны равномерен (семь равновысотных слов по высоте активной зоны);

8.Кассеты в топливной загрузке одного обогащения – 5%.

Втаблице 1 представлены характеристики активной зоны реактора ВВЭР-СКД.

Основные характеристики активной зоны ВВЭР-СКД		Таблица 1.
Наименование параметра			Значение
Количество ТВС в активной зоне, шт.			241
Мощность реактора тепловая (номинальная), МВт			1900
Расход теплоносителя через реактор за вычетом протечек (номинальный), на			4560
входе в активную зону, м3/ч
Давление теплоносителя на входе/выходе активной зоны, абсолютное			25
(номинальное), МПа
Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на 100 %			290,0
номинальной мощности, °С
Температура теплоносителя на выходе из реактора при работе на 100 %			540,0
номинальной мощности, °С
В таблице 2 представлены характеристики ТВС активной зоны реактора ВВЭР-
СКД.		Таблица 2.
Основные характеристики ТВС ВВЭР-СКД
Наименование параметра	Значение
Тепловыделяющие элементы:
- количество твэлов и твэгов в ТВС, шт.		210
- шаг между твэлами, мм		10,07
- высота топлива, мм		4200
- наружный диаметр оболочки твэла, мм		9,10
- внутренний диаметр оболочки твэла, мм		7,73
- материал оболочки твэла		ЭП-172
- масса топлива (UO2) в твэле (номинальная)*), кг	(нерж. сталь)
		1,895
Таблетка твэла:
- материал топливной таблетки твэла	Спеченный
		диоксид
- эффективная плотность топлива, г/см3	урана UO2
		9,51
- обогащение топлива по изотопу 235U, массовый %		5,0
Дистанционирующая решетка:		-

64

3. МЕТОДИКА РАСЧЕТОВ

Цель расчетов – получить НФХ стационарной топливной загрузки.

Поскольку модель не подразумевает учет обратных связей, активная зона делится по высоте на семь равных слоев, основным отличием которых являются температуры элементов активной зоны и плотность теплоносителя. Для каждого из слоев был получен свой коэффициент размножения. Далее проводился расчет двух (по составу) активных зон. В первом расчете (этап 2, см. ниже), конструкция тепловыделяющей сборки полностью стальная. Во втором (этап 3, см. ниже), кассета составная по высоте

– нижняя треть цирконий-стальная, остальная (“горячая” часть активной зоны) – только сталь.

Расчеты подразделялись на три этапа:

1.Семь расчетов на Kinf (ТВС в плане, бесконечная решетка)

2.Кассета собирается из семи слоев. Расчет реактора с учетом торцевых и радиального отражателей. Материал всех конструкционных элементов – сталь. Торцевые и радиальный отражатель (выгородка) из ВВЭР-1500. Расчетные параметры – длительность загрузки и неравномерность энерговыделения (по радиусу и по высоте).

3.Кассета собирается из семи слоев. Расчет реактора с учетом торцевых и радиального отражателей. Материал всех “замедляющих” каналов для трех нижних слоев (до 370 ºС) – сплав Э-110, оболочка твэла – сталь. Материал остальных четырех слоев по высоте активной зоны – сталь. Торцевые и радиальный отражатель (выгородка) из ВВЭР-1500. Расчетные параметры – длительность загрузки и неравномерность энерговыделения (по радиусу, по высоте).

4. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ

Согласно первому этапу расчетов сравнивался Kinf по слоям. Для варианта активной зоны, которой все конструкционные материалы сталь, отличие составляет 1,7- 1.8%, причем отличие имеет систематический характер. Для случая с циркониевой частью – отличие практически нулевое.

На рисунке 2 представлена зависимость коэффициента размножения от длительности кампании для двух вариантов ТВС.

65

	1.120
	1.100
										Сапфир95&RC ZR
	1.080
Kinf										Сапфир95&RC ST
	1.060
	1.040
	1.020
	1.000
	0	25	50	75	100	125	150	175	200	225	250	275	300	325	350
								T, эфф

			Рис. 2.
На рисунке 3 представлены максимальные значения Kv (объемный коэффициент
неравномерности по высоте ТВС) для ТВС с циркониевыми элементами.
5.00
4.50
4.00					Сапфир95&RC
3.50
Kv
3.00
2.50
2.00
1.50
0	50	100	150	200	250	300	350

T, эфф

Рис. 3.

66

На рисунке 4 представлены максимальные значения Kq (коэффициент неравномерности по ТВС активной зоны) для ТВС с циркониевыми элементами.

Kq

1.75
1.70
1.65	Сапфир95&RC
1.60
1.55
1.50
1.45
1.40
1.35
1.30

0 50 100 150 200 250 300 350

T, эфф

Рис. 4

На рисунке 5 представлены максимальные значения Kv для полностью стальной ТВС.

	3.50
	3.30
	3.10
	Сапфир95&RC
	2.90
	2.70
Kv	2.50
	2.30
	2.10
	1.90
	1.70
	1.50

0 50 100 150 200 250 300

T, эфф

Рис. 5

На рисунке 6 представлены максимальные значения Kq для полностью стальной ТВС.

67

Kq

1.90

1.80

Сапфир95&RC

1.70

1.60

1.50

1.40

1.30

0	50	100	150	200	250	300
			T, эфф

Рис. 6

На рисунке 7 представлена зависимость аксиального офсета по кампании для полностью стальной ТВС.

ОФСЕТ, %

10

0

0

50

100

150

200

250

300

-10

-20

-30

-40	Сапфир95&RC
-50
-60

-70

T, эфф

Рис. 7

На рисунке 8 представлена зависимость аксиального офсета по кампании для ТВС с циркониевыми элементами.

68

ОФСЕТ, %

20

0

0

50

100

150

200

250

300

350

-20

-40

Сапфир95&RC

-60

-80

-100

T, эфф

Рис. 8

Запас реактивности в начале кампании для стального варианта ТВС составил 6,5%, для варианта ТВС с циркониевой вставкой 10%.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Вдокладе представлена тестовая модель активной зоны реактора ВВЭР-СКД, в рамках развития концепции реактора четвертого поколения. Результаты, полученные в ходе расчетов, предназначены для понимания, как возможностей существующих расчетных кодов, так и поиска решений при разработке концепции ВВЭР-СКД.

Входе обработки результатов можно сделать следующие выводы.

Тепловая мощность активной зоны, при оговоренных в докладе конструктивных решениях, не может превышать 2000 МВт, оценочно при КПД установки 42%.

В случае, когда конструкционный материал всех элементов активной зоны сталь, длительность топливной загрузки, при обогащении топлива 5%, не превысит 300 эфф. суток. По предварительной оценке, чтобы реализовать кампанию длительностью более трехсот суток, для стального варианта ТВС потребуется обогащение 6.5-7.0%,..

Если конструкция кассеты будет частично циркониевой по высоте (на “холодном” участке активной зоны), длительность топливной загрузки составит около 320 эфф. суток.

Следует вывод, что в случае учета всех упрощений, принятых в расчетной модели, в обоих вариантах компоновки активной зоны потребуется увеличение обогащения в большей или меньшей степени.

При анализе неравномерностей энерговыделения, как по радиусу, так и по высоте активной зоны, предпочтительней выглядит полностью стальной вариант ТВС. Объясняется это менее ярко выраженным градиентом мощности по высоте активной зоны.

69

Возможным решением станет создание циркониевой ТВС, присутствующей в топливной загрузке независимо от стальной, количество которых будет определяться характеристиками топливной загрузки.

Применение системы борного регулирования, для компенсации запаса реактивности в ВВЭР-СКД неэффективно, по причине высоких рабочих температур, малых плотностей теплоносителя и спектра нейтронов смещенного в промежуточную область энергий. Стандартные ОР СУЗ не подходят на роль компенсаторов реактивности. Решением могут стать стальные вытеснители-регуляторы, способные проработать в активной зоне, как минимум, кампанию топлива и задачей которых будет изменение водо-уранового отношения. По мере выгорания топлива, вытеснители будут извлекаться из активной зоны, выполняя тем самым функцию спектрального регулирования.

Исходя из оговоренного выше, реализация однозаходного (прямоточного) варианта имеет явные плюсы с точки теплогидравлических характеристик, однако с точки зрения нейтронно-физических свойств, потребуется ряд нестандартных, возможно технически революционных решений.

Список литературы

1.D.Squarer (FZK, Karlsruhe, Germany), D. Bittermann (Framatome ANP, Erlangen, Germany), Y. Oka (U. of Tokyo, Tokyo, Japan), P. Dumaz (CEA, Cadarache, France), G. Rimpault (CEA, Cadarache, France), R. Kyrki-Rajamaki (VTT, Espoo, Finland), K. Ehrlich (FZK-MCS, Karslruhe, Germany), N. Aksan (PSI, Würelingen, Switzerland), C. Maraczy (KFKI, Budapest, Hungary), A. Souyri (EdF, Chatou, France) High performance light water reactor (HPLWR). Contract N° FIKI-CT-2000-00033. Summary report of the HPLWR project, (HPLWR Deliverable D 13).

2.В.Г.Артемов, А.В.Ельшин, А.С.Иванов и др. «Разработка нейтронно-физических моделей различных типов реакторов на основе унифицированных алгоритмов ППП

САПФИР» Материалы Х Международного семинара по проблемам физики реакторов. Москва. 2-6 сентября 1997. C.34.

70