- •Список литературы
- •Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов
- •ВВЕДЕНИЕ
- •1.1. Схема охлаждения реактора
- •Предлагается использовать следующую схему охлаждения реактора, в соответствии с которой активная зона разделена по радиусу на центральную и периферийную зоны с примерно одинаковым числом ТВС (рис. 1).
- •Периферийная зона охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу активной зоны в камере смешения потоки теплоносителя из периферийных ТВС объединяются и поступают на вход в центральную, которая охлаждается при движении теплоносителя снизу вверх. Питательная вода охлаждает весь корпус реактора, подвод и отвод теплоносителя осуществляются по патрубкам типа ”труба в трубе”. Возможно и раздельное исполнение патрубков. По предлагаемой схеме теплоизолировать нужно только ”горячий” бокс для сбора пара перед выходом его из реактора, активная зона может быть доступна для перегрузок топлива.
- •Надкритичность и требуемое число органов СУЗ для ее компенсации
- •ЗАКЛЮЧЕНИЕ
- •Предложенные двухходовые схемы циркуляции теплоносителя со сверхкритическим давлением в водоохлаждаемых реакторах с быстро-резонансным и тепловым спектрами нейтронов позволяют реализовать преимущества по сравнению с предлагаемыми проектами подобных ЯЭУ. При реализации указанных схем теплоотвода:
- •Список литературы
- •В.И. Деев, К.В. Куценко, В.С. Харитонов
- •Ю.С. Юрьев*, C.И. Морозова*, В.М.Абдулкадыров**, И.А.Чусов**
- •Список литературы
- •ВВЕДЕНИЕ
- •Предлагаемые характеристики твэла
- •Нейтронно-физические условия эксплуатации твэлов
- •Температурные условия эксплуатации твэлов
- •2. КАНДИДАТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ
- •4. КОНСТРУКЦИИ ТВС
- •АННОТАЦИЯ
- •ВВЕДЕНИЕ
- •1. ОСОБЕННОСТИ ТЕПЛООБМЕНА ПРИ СКД
- •1.1. Изменение теплофизических свойств с температурой
- •1.3. Развитие естественной конвекции за счет архимедовых сил
- •Гладкие стержни
- •Пучки оребренных стержней
- •1.5. Теплообмен в пучках стержней
- •Таблица 1
- •Сравнительные характеристики ВВЭР-СКД и SCFR
- •ЗАКЛЮЧЕНИЕ
- •Список литературы
- •Параметры РУ в номинальном режиме работы
- •Наименование параметра
- •ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
- •ВВЕДЕНИЕ
- •1. РАСЧЕТ МАТЕРИАЛЬНОГО БАЛАНСА СХЕМЫ АЭС С РЕАКТОРОМ СКД (НА ОСНОВЕ РАБОТЫ [5])
- •ЗАКЛЮЧЕНИЕ
- •Список литературы
0,1 МэВ > Е > 1,01 эВ – резонансные и Е ≤ 1,01 эВ – тепловые получены относительные величины групповых потоков нейтронов (рис. 4, а, б) и нейтронов деления
(εдел = νf, Σf, φ) (рис. 5) в долях от общего их значения для входного и выходного участков активной зоны.
Из приведенных результатов расчетов (рис. 4, 5) видно, что:
−спектры нейтронов не сильно изменяются по высоте активной зоны;
−60 %делений происходит на нейтронах промежуточной энергии, 30 % делений – быстрых, 10 % – тепловых нейтронах.
1.3.Эффективность органов СУЗ, коэффициенты реактивности и воспроиз-
водства
Для оценки эффективности органов СУЗ рассмотрены следующие состояния реактора:
•работа на номинальной мощности N = Nном;
•работа на минимально контролируемом уровне, при котором вся активная зона заполнена питательной водой с температурой 280°С, давлением 25 МПа;
•обезвоживание, при котором в активной зоне, а также в отражателях, есть только пар плотностью 0,09 г/см3;
•залив всего реактора холодной водой при температуре 20°С и давлении
10-5 МПа.
Для указанных расчетных состояний получены величины начального запаса реактивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации и вывода реактора в подкритическое состояние с Кэфф. = 0,98 (таблица 2).
Из данных таблицы 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Для установившегося режима стационарных перегрузок проведены расчеты обезвоживания реактора на начало и конец кампании, коэффициентов реактивности ∂ρ/∂х, где х соответственно, плотность, температура теплоносителя (с учетом изменения плотности), температура топлива и процентное содержание пара (таблица 3).
|
|
Таблица 2 |
Надкритичность и требуемое число органов СУЗ для ее компенсации |
||
Состояние |
К, % |
NТВС СУЗ |
Nном |
1,26 |
12 |
Минимально контролируемый уровень |
7,265 |
120 |
Обезвоживание |
–2,26 |
– |
Холодный |
13,679 |
216 |
Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.
На основании результатов расчетов можно сделать вывод о том, что при предлагаемой схеме охлаждения реактора уменьшается утечка нейтронов из активной зоны, спектр нейтронов в реакторе быстро-резонансный, что совместно с использованием топливной композиции (отработавшее ядерное топливо + оружейный Pu) приводит к существенно меньшему обогощению топлива и отрицательному пустотному коэффициенту реактивности.
32
Рис. 4. Доля группового потока нейтронов в центре (а) и в периферийной зоне (б): |
|||
– |
– верх, |
– низ |
|
εдел |
|
|
|
0,50 |
0,530 |
0,531 |
|
|
|
|
|
|
|
|
0,454 |
0,264 |
|
|
|
0,25 |
|
|
0,205 |
|
|
|
|
0,0145 |
|
|
|
Тепловые |
Резонансные |
Быстрые |
|
нейтроны |
нейтроны |
нейтроны |
|
Рис. 5. Относительный вклад (εдел) нейтронов различных энергетических групп |
|||
в суммарное количество делений на входном (■) и выходном (□) участках активной зоны |
|||
для реактора с быстро-резонансным спектром нейтронов с СКД |
33
Таблица 3
Физические характеристики топливного цикла при различных схемах теплоотвода
Характеристики |
Схема теплоотвода |
||
Одноходовая |
Двухходовая |
||
|
|||
Начальная загрузка оружейного Pu в а.з., т |
15,68 |
9,47 |
|
Загрузка смешанного топлива в одну ТВС, кг |
598 |
560,6 |
|
Загрузка оружейного Pu в одну ТВС, кг |
67,88 |
39,3 |
|
Кратность перегрузок ТВС |
5 |
5 |
|
Запас реактивности на кампанию, % |
1,5 |
1,26 |
|
Длительность межперегрузочного интервала, эф. сут |
250 |
300 |
|
Количество типов ТВС/топлива разного обогащения |
|
|
|
в активной зоне |
4/16 |
1/1 |
|
Средняя энерговыработка выгружаемых ТВС, МВт·сут/кг т.а. |
33,3 |
39,79 |
|
Максимальный коэффициент неравномерности |
|
|
|
энерговыделения по ТВС/по объему активной зоны |
1,22/2,33 |
1,46/2,19 |
|
Загрузка делящихся изотопов 235U, 239Pu, 241Pu, т/год |
2,65 |
2,34 |
|
Выгрузка делящихся изотопов, т/год |
2,48 |
2,18 |
|
Коэффициент воспроизводства |
0,936 |
0,933 |
|
Пустотный эффект реактивности в начале/конце кампании, % |
–0,2/0,562 |
–5,88/–3,64 |
|
Коэффициенты реактивности при N = Nном |
|
|
|
на начало/конец межперегрузочного интервала: |
|
|
|
∂ρ/∂γ·10-2, см3/кг |
1,64/-0,548 |
8,03/5,20 |
|
∂ρ/∂ТТ·10-4, 1/°С |
–1,09/0,646 |
–2,40/–1,9 |
|
∂ρ/∂ТТопл·10-5, 1/°С |
–1,85/–1,77 |
–1,50/–1,45 |
|
∂ρ/∂Sп·10-4, 1/% пара |
– |
–6,0/–4,0 |
2. РЕАКТОР С ТЕПЛОВЫМ СПЕКТРОМ НЕЙТРОНОВ
Конструкцию и размеры корпуса реактора, внутрикорпусных элементов, картограмму активной зоны, размеры ТВС, твэл предполагается принять максимально близкими к реактору ВВЭР-1000. Основные характеристики реактора следующие:
Мощность, МВт |
|
электрическая |
1200 |
тепловая |
2700 |
Теплоноситель: |
|
давление, МПа |
25 |
температура на входе/выходе, °С |
280/510 |
расход, т/час |
5440 |
Высота/эквивалентный диаметр активной зоны, м |
3,55/3,16 |
Число ТВС, шт |
163 |
2.1. Схема охлаждения реактора и конструкция ТВС
Предлагается разделить ТВС по радиусу на 2 зоны – периферийную (ПЗ) и центральную (ЦЗ) внутренним чехлом, а снаружи ТВС безчехловые. Периферийная зона ТВС охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу активной зоны имеется общая камера смешения в которой потоки теплоносителя из периферийных зон перемешиваются и поступают на вход в центральную зону ТВС, которая охлаждается при движении теплоносителя снизу вверх. Пар на выходе из ТВС поступает в общий теплоизолированный паросборник, и из него уже на выход из реактора.
34
Активная зона может быть свободна для размещения ПС СУЗ и осуществления частичных перегрузок топлива. Схема охлаждения реактора представлена на рис. 6. Температура теплоносителя в камере смешения предполагается ~ 395°С (близкой к псевдо-критической точке) при этом теплоноситель будет нагреваться примерно одинаково на 115°С как в опускном так и в подъемном участках.
Наличие камеры смешения будет способствовать осаждению в ней продуктов эррозии и коррозии и способствовать уменьшению их выноса во внешний контур.
На рис. 7 представлено поперечное сечение ТВС. Размер ”под ключ”, шаг размещения ТВС и их количество в активной зоне такое же, как и в ВВЭР-1000. В ПЗ ТВС твэлы Ø9,1 мм в оболочке δ = 0,69 мм из циркониевого сплава размещаются с шагом 12,75 мм в количестве 204 шт, в том числе 18 ПС СУЗ и 18 твэгов с γGd = 0,3 г/см3, в ЦЗ ТВС твэлы Ø9,1 мм в стальной оболочке δ = 0,5 мм размещаются в тесной решетке с шагом 10,15 мм в количестве 168 шт.
Топливо в твэлах ПЗ – оксид урана с обогащением Х5 ≈ 5 % (заводская технология), в твэлах ЦЗ – МОХ топливо на основе отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с добавкой оружейного плутония. Использование МОХ топлива в ЦЗ обосновывается тем, что спектр нейтронов в этой зоне быстро-резонансный и МОХ топливо в твэлах ЦЗ будет приводить к увеличению КВ и уменьшению неравномерности энерговыделения по твэлам в ТВС.
При принятой плотности смеси оксидов урана и плутония γтопл = 9,3 г/см3, плотность оксида оружейного плутония составляла 0,8 г/см3.
2.2. Расчеты топливного цикла
В расчетной модели ТВС ЦЗ и ПЗ по высоте разбивались на 4 подзоны с изменением средних параметров теплоносителя, температур топлива и оболочки твэла, полученные из предварительных расчетов (см. таблица 1).
Для уменьшения ”всплеска” энерговыделения на границе ЦЗ-ПЗ обогащение топлива в последнем ряду твэлов в ЦЗ принято в 1,5 раза меньше чем в остальных твэлах
(γPuO2 = 0,54 г/см3). При этом максимальная неравномерность энерговыделения по твэлам в ТВС qrmax = 1,3.
Для выделенных трех энергетических областей:10 МэВ ≥ Е ≥ 0,1 МэВ – быстрые нейтроны; 0,1 МэВ > Е ≥ 1,01 эВ – резонансные и Е ≤ 1,01 эВ – тепловые получены относительные величины нейтронов деления (εдел = νf Σf φ) в долях от общего их значения для верхнего и нижнего участков ТВС (рис. 8).
Из рис. 8 видно, что в активной зоне реактора с СКД преимущественную роль играет деление на тепловых нейтронах (около 56 % делений в начале кампании и 58 % в конце). По высоте ТВС доля делений на быстрых нейтронах изменяется мало, а имеет место изменение спектра, приводящее перераспределению доли делений на тепловых и резонансных нейтронах.
Был выбран 3-х кратный топливный цикл с частичными перегрузками ТВС один раз в течение календарного года.
Для уменьшения флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора использовалась схема перегрузок с установкой ТВС последнего года выгорания на периферию активной зоны. Основные параметры топливного цикла приведены в таблице 5.
35
Рис. 6. Схема охлаждения реактора
– центральная трубка; – твэл ЦЗ (168 шт., шаг 10,15 мм);
– твэл ПЗ (168 шт., шаг 12,75 мм); – твэг (18 шт.); – ПС СУЗ (18 шт.)
Рис. 7. Поперечное сечение ТВС
36
|
0,633 |
|
|
0,50 |
0,436 |
|
|
|
|
0,398 |
|
0,25 |
|
0,254 |
|
|
|
|
|
|
|
|
0,167 |
|
|
|
0,112 |
|
Тепловые |
Резонансные |
Быстрые |
|
нейтроны |
нейтроны |
нейтроны |
|
Рис. 8. Относительный вклад (εдел) нейтронов различных энергетических групп |
всуммарное количество делений в верхнем (■) и нижнем (□) участках ТВС.
2.3.Расчеты эффективности СУЗ, коэффициентов реактивности
и воспроизводства
При работе на мощности начальная надкритичность реактора составляет ~ 5,17 % (абс.). Как и в реакторах ВВЭР предполагается объединить ТВС СУЗ в группы по ~ 12 ТВС в каждой. Расчеты эффективности СУЗ проводились при N = Nном на начало кампании при стационарном режиме перегрузок.
Для компенсации начального запаса реактивности при N = Nном требуется ~ 3 группы СУЗ по 12 ТВС СУЗ.
Рассмотрены состояния:
−“МКУ”, при котором вся активная зона заполнена питательной водойс tТ = 280°С и Р = 25 МПа;
−“обезвоживание”, при котором в активной зоне (а так же в отражателях) нет воды;
−залив всего реактора холодной водой при tТ = 20°С и Р = 10-5 МПа.
В таблице 4 приведены полученные в указанных расчетных состояниях величины
начального запаса реактивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации и вывода реактора в подкритическое состояние с Кэфф. = 0,98.
Таблица 4
Величины реактивности и требуемое количество СУЗ при различных состояниях реактора
Расчетное состояние |
МКУ |
Обезвоживание |
Холодный |
К % (абс.) |
9,8 |
–25,6 |
13,5 |
NТВС СУЗ |
66 |
– |
120 |
Проведены расчеты на начало кампании коэффициентов реактивности и воспроизводства (таблица 5).
Расход природного урана в ~ 2 раза меньше, чем в ВВЭР-1000 из-за наличия в ТВС твэлов с МОХ топливом.
37